Министерство образования Российской Федерации
Московский энергетический институт (технический университет

О.М.Ковалевич

ОСНОВЫ
ОБЕСПЕЧЕНИЯ
БЕЗОПАСНОСТИ
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Учебное пособие по курсу
"Обеспечение безопасности атомных станций”
для студентов, обучающихся по специальности
“Атомные электростанции и установки"

_ Москва

•Sff// Издательство МЭИ

1999
УДК

621.311

К 565

УДК: 621.311.25(075.8)

Утверждено учебным управлением МЭИ в качестве учебного пособия лля
студентов

Рецензен ты: д-р техн, наук, проф. И. А. Тутнов,
д-р физ.-мат. наук, проф. С.Г. Цыпии

Подготовлено на кафедре атомных электрических станций (АЭС)

Ковалевым О.М.

К 565 Основы обеспечения безопасности атомных станций:
Учебное пособие по курсу «Основы обеспечения безопасности
атомных станций» / Под ред. Б.А. Ионова. — М.: Издательство
МЭИ, 1999. 136 с.: ил.

ISBN 5-7046-0464-1

Учебное пособие дает представление о проблеме безопасности атомных
станций в рамках современного международного подхода. Обсуждены основ-
ные составляющие и рассмотрены решения этой проблемы применительно к
российским атомным станциям.

Для студентов старших курсов, обучающихся по специальности «Атомные
электростанции и установки».

ISBN 5-7046-0464-1

© Московский энергетический институт, 1999
ПРЕДИСЛОВИЕ

Дисциплина «Основы обеспечения безопасности атомных станций»
ставит перед собой задачу подготовить специалистов в области атом-
ной энергетики и познакомить их с рядом вопросов, составляющих
проблему безопасности АС иа современном этапе.

В настоящее время студенты должны хорошо разбираться в сути
понятия «безопасность АС», понимать важность законодательной и
нормативной баз для ее обеспечения, усвоить сложившиеся детерми-
нистские и вероятностные подходы, критерии и принципы достиже-
ния приемлемого уровня безопасности, а также освоить такие эле-
менты безопасности, как культура безопасности, обеспечение качест-
ва, человеческий фактор.

Курс рассчитан на знание студентами физических и теплогидрав-
лических процессов иа атомных станциях (АС), технологических
схем и режимов работы различного оборудования. На их базе в рам-
ках курса проводится ознакомление с методами и способами выпол-
нения требований по безопасности.

Список использованной литературы и нормативных документов
приведен в конце пособия. По мере изложения даются ссылки. Вме-
сте с тем, изложение материала построено таким образом, чтобы вхо-
дящему в курс дела читателю не было необходимости постоянно об-
ращаться к этим источникам. Усомнившиеся в изложении вопросов
или желающие более углубленно вникнуть в данную проблему также
могут использовать предлагаемую литературу.
ВВЕДЕНИЕ

Динамика развития атомной энергетики и факторы,
сопровождающие ее развитие

Приступая к изучению проблем безопасности АС, необходимо
представлять гносеологические корни атомной энергетики (АЭ), ди-
намику ее развития и масштабы использования в различных странах,
факторы, сопровождающие и определяющие ее развитие.

На начало 1990-х годов масштабы развития атомной энергетики в
мире составляли примерно 320 ГВт, интегральное время эксплуата-
ции энергетических реакторов — 5000 реакторо-лет, доля АЭ от об-
щей выработки электроэнергии в развитых странах — 17 %. По от-
дельным странам данные приведены в табл. В.1.

Как видно, АЭ играет либо заметную, либо преобладающую роль
в энергетическом балансе развитых стран.

Учитывая сложившееся отношение к АЭ как к потенциально
опасному виду производства и ее масштабы, АЭ вызывает опреде-
ленное беспокойство общества в отношении проблем ее безопасного

Таблица В. I

Развитие атомной энергетики в некоторых странах на 01.01.98 г.

Страна	Установленная мощность, ГВт	Количество блоков	Доля атомной энергии в выра- ботке электроэнергии, %
Англия	12,9	14	27
Германия	21,1	19	36
Испания	7,3	9	29
Ю. Корея	10,7	13	34
Россия	19,8	29	13
США	99,6	107	20
Франция	62,9	59	78
Япония	43,6	54	35

19401950 1960 1970	1980	1990 2000 Год

Рис. В.1. Качественные периоды развития атомной энергетики
♦ — период военного использования атомной энергии (мерные взрывы, испытания и
т.п.); ▼ — TMI, * — Чернобыль

использования. Первоначально атомная энергия была применена в
военных целях (Хиросима, Нагасаки, испытание ядерного оружия),
что повлекло многочисленные человеческие жертвы. Это ие могло ие
сказаться на отношении людей к использованию атомной энергии в
мирных целях. Мелкие и крупные аварии на различных объектах
атомной энергии также сыграли свою роль в соотношении между не-
доверием и страхом, с одной стороны, и преимуществом и выгодой
от использования АЭ, с другой стороны.

Некоторые качественные периоды развития АЭ за последние де-
сятилетия с учетом факторов, влияющих на ее развитие, условно по-
казаны на рис. В.1.

1 период — Хиросима и Нагасаки, испытания ядерного оружия,
создание инфраструктуры ядерного комплекса, промышленные ре-
акторы и установки для военных целей; 11 — пуски и опробование в
эксплуатации первых энергетических реакторов, формирование пер-
воначальных подходов к безопасности АС; 111 — интенсивное со-
оружение блоков АС с реакторами разных типов; IV —
продолжающийся рост мощностей АЭ и неожиданная авария на
Three Mile Island (ТМ1) в США (1979 г.), начало пересмотра подхо-
дов к обеспечению безопасности АС, замедление темпов роста
атомной энергетики; V— дальнейшее изучение уроков аварии на
TMI, авария на ЧАЭС (1986 г.), более глубокий подход к анализу тя-
желых аварий, повышение безопасности действующих блоков, прак-
тическое прекращение прироста мощностей; VI — период неопреде-
ленности дальнейшего развития АЭ (после 2000 г.).
Содержание курса как основа обеспечения безопасности АС

Как уже отмечалось, данный курс формально затрагивает только
основы безопасности атомных станций. Сделаем несколько замечаний.

Во-первых, безопасность АС нельзя рассматривать изолированно
от общей концепции развития безопасного использования атомной
энергии. Поэтому затронем общие вопросы законодательного, нор-
мативного и концептуального характера, распространяющиеся на все
использование АЭ.

Во-вторых, безопасность АС не является единственной проблемой
обеспечения безопасности многогранных аспектов использования
атомной энергии. Не отрицая серьезность проблемы обеспечения
безопасности АС, в силу большого содержания радиоактивных про-
дуктов в реакторе и напряженных условий работы ее элементов (тем-
пература, давление, облучение и т.п.), необходимо иметь представле-
ние и о проблемах в других элементах ядерного топливного цикла.

В-третьих, данный курс не претендует на полное освещение всех
вопросов обеспечения безопасности АС. Для этого потребовалось бы
многотомное издание. Данный курс рассчитан на разъяснение основ-
ных проблем и в какой-то степени служит путеводителем по связан-
ному с этим обширному полю деятельности.

Глава 1- ПРОБЛЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

Россия одна из немногих ядериых держав, имеющих все элементы
ядерного топливного цикла (ЯТЦ) — от добычи ураиа и получения
энергии на АС, переработки отработавшего топлива АС н выделения
из него делящихся материалов и радионуклидов, пригодных для ис-
пользования в промышленности, медицине и др., до переработки ра-
диоактивных отходов и захоронения их в глубинные геологические
формации. Это обусловливает необходимость решения проблемы
безопасности ЯТЦ как единой системной задачи, с адекватным под-
ходом для всех элементов цикла. Трудность состоит в том, что вхо-
дящие в ЯТЦ предприятия разнообразны по технологии и относятся
к различным отраслям промышленности (добывающая, машино-
строительная, энергетическая, химическая и др.), а также требуют
разработки различных научных основ.

Значительная часть предприятий ЯТЦ непосредственно была свя-
зана как с мирным использованием атомной энергии, так и с военной
атомной промышленностью. По этой причине влияние иа предпри-
ятия ЯТЦ со стороны национальной и международной общественно-
сти было ограничено как в части соответствующей нормативной ба-
зы, так и принципов и подходов к обеспечению безопасности при их
проектировании, строительстве и эксплуатации. В табл. 1.1 приведе-
ны некоторые, взятые из [1], показатели для различных элементов
ЯТЦ, характеризующие их влияние на безопасность.

Прокомментируем эти показатели.

Число объектов в России определяет степень потенциальной
опасности для страны от предприятий ЯТЦ При малом числе объек-
тов (единицы) опасности подвергаются отдельные регионы, поэтому
важно их географическое расположение. При большом числе объек-
тов (десятки) влияние распространяется на многие регионы страны.

Только АС и средства транспортировки отработавшего ядерного
топлива имеют показатель десятки, остальные — единицы.
Параметры предприятий ЯТЦ. характеризующие их потенциальную опасность

• Активность поа-источникам излучения.

Примечание Р — давление; Т — температура; П — пожароопасность: В — взрывы. С и Г — сейсмика и геология. ЛЧ
деятельность человека; М — метеорологические явления; СЦР — самоподдерживаюшая цепная реакция

Количество радионуклидов, находящихся на объекте характе-
ризует потенциальную опасность конкретного предприятия ЯТЦ.
Диапазон радиоактивности составляет несколько порядков. По этому
показателю лидируют АС и радиохимические заводы. Реальную
опасность на них представляют возможные большие выбросы радио-
активности при тяжелых авариях, а также качественный состав со-
держащейся радиоактивности.

Возможность развития самоподдерживающейся цепной ядер-
ной реакции (СЦР) было и остается главной проблемой обеспече-
ния безопасности предприятия ЯТЦ (ядерная безопасность). На
большинстве предприятий ЯТЦ возникновение неуправляемой цеп-
ной ядерной реакции потенциально возможно.

Напряженность технологических параметров. Потенциальная
опасность от наличия радиоактивных продуктов на объекте сущест-
венно зависит от напряженности параметров нормального технологи-
ческого процесса и сопутствующих ему физико-химических явлений.
К таким параметрам, прежде всего, относятся давление Р и темпера-
тура Т, при которых работают барьеры, удерживающие радиоактив-
ные материалы в заданных границах. Оборудование, работающее под
давлением, само по себе требует специального внимания и нормиро-
вания, а в сочетании с радиоактивными материалами особенно.

Технологические процессы, проходящие вблизи неуправляемой
области с выделением дополнительной энергии и повышения давле-
ния в виде взрывов, создают дополнительный источник опасности и
требуют, с одной стороны, достаточного изучения пограничных
процессов и условий попадания в эти области, с другой — мер по
предотвращению реализации самих явлений и минимизации их по-
следствий (см. табл. 1.1, символ В).

Пожаровзрывоопасность имеет в виду не вообще возможность
пожаров на данном объекте, а те пожары, которые могут привести к
нарушению барьеров на пути распространения радиоактивных про-
дуктов (см. табл. 1.1, символ П).

Уязвимость к внешним воздействиям. К внешним воздействи-
ям, способным привести к разрушению барьеров на пути выхода ра-
диоактивных веществ, будем относить сейсмическую активность и
особенности геологической площадки (С и Г), метеорологические яв-
ления (М), включающие ураган, обильные осадки и т.п., и вызванные
человеческой деятельностью воздействия (ЧД), в том числе падение
самолета, взрывы на соседних предприятиях, диверсии и т.п.

Уязвимость к ошибкам персонала. Ограничимся только каче-
ственной экспертной оценкой этого сложного показателя, введя ка-
тегории слабая, средняя, сильная, опять же имея в виду ошибки в
действиях персонала, способные привести к авариям с тяжелыми
последствиями.

Возможная площадь загрязнения при авариях характеризует
масштабы возможных последствий аварий для окружающей среды и
определяет необходимость и масштабы реализации планов по защите
населения.

Глава 2. ОСНОВНЫЕ СОСТАВЛЯЮЩИЕ ПРОБЛЕМЫ
БЕЗОПАСНОСТИ АС

2.1.	Субъективное и объективное понятия «безопасность»

Что считать опасным и что неопасным — вопрос ие праздный. Он
имеет не только научно-технический, но и философский оттенок.
Объективные факторы позволяют достаточно однозначно констатиро-
вать преимущество одной установки иад другой с точки зрения безо-
пасности. Например, для АС это качественное оборудование, наличие
разветвленных и дублированных систем безопасности, квалифициро-
ванный персонал и т.п. Субъективный подход индивидуума при оцен-
ке безопасности того или иного объекта ие всегда связан
с официальным подходом обеспечения безопасности. Такие факты,
как например Хиросима, Чернобыль, несомненно откладывают след в
сознании человека, уровень образования влияет на восприятие или не
восприятие декларируемого учеными малого уровня риска от данного
объекта по сравнению с другими факторами. Альтернативой служат
факторы социальных благ от расположения данного объекта в регио-
не (без особого внимания к вопросам безопасности). Развивающийся
подход к оценке стоимости безопасности в какой-то степени нацелен
иа решение этих проблем, ио ои не охватывает все моменты.

2.2.	Возможные определения понятия «безопасность АС»

Естественно желание человека дать определение понятию «безо-
пасность» вообще и «безопасность АС», в частности. Автор придер-
живается мнения, что не может быть в принципе единого всеобъем-
лющего определения и иет необходимости выяснить чье лучше. По-
нятие это настолько многогранно и разносторонне, оценивается
стольким сочетанием различных факторов, что все попытки сводятся
либо к общему определению, например как в документах МАГАТЭ
[2]: «Атомная станция считается безопасной, если население не
подвергается чрезмерному риску», либо к другой крайности, бы-

П
туюшей среди специалистов в России: «Атомная станция считается
безопасной, если она удовлетворяет действующим правилам и
нормам». При этом можно исходить из различных нормативных до-
кументов и все зависит, что в них записано и откуда это взялось. Об
этом речь пойдет дальше, здесь только хотим обратить внимание на
необходимость осознанного подхода к проблеме.

Исторически сложившаяся эволюция таких понятий в СССР, а за-
тем в России как «ядерная безопасность», «радиационная безопас-
ность», «.техническая безопасность», попытки государственных ор-
ганов придать им официальные границы, различное толкование этих
терминов в русском и английском языках — все привело к тому, что и
сегодня можно оказаться свидетелями дискуссий из-за различного
понимания данных терминов специалистами разных поколений, раз-
ных ведомств, разных школ.

Вначале термин «ядерная безопасность» появился в нашей стране
с определенным смыслом, затем как перевод английского понятия nu-
clear safety. За рубежом под этим понимается безопасность всего, что
связано с использованием ядериой (атомной) энергии. Таким образом,
из многочисленных аспектов безопасности (политическая, военная,
экономическая, пожарная, морская, транспортная и т.п.) выделяет
только безопасность при использовании энергии ядра. В России поня-
тие «ядерная безопасность» с самого начала имело другой смысл и не-
однократно трансформируясь, получило другую смысловую нагрузку.

В России в 1950—1970-х гг. по^ядерной безопасностью понима-
лось недопущение неуправляемых цепных реакций (контроль за кри-
тичностью) на ядериых установках (реакторы, обогащение топлива,
изготовление и хранение топлива, переработка облученного топлива
и т.п.) различных типов. В рамках бывшего Минсредмаша действо-
вал Госатомнадзор (ГАН), который занимался вопросами предотвра-
щения ядерных аварий как потеря контроля над критичностью.

Параллельно с этим Минздравом СССР (России) под флагом ра-
диационной безопасности осуществлялось изучение воздействия ра-
диации иа организм человека и окружающую среду, а также под кон-
тролем органов Госсаниадзора разрабатывались способы предотвра-
щения переоблучения персонала и населения за счет санитарно-ги-
гиенических мероприятий и средств индивидуальной защиты. В за-
падной практике аналогичная деятельность относилась к понятию
«радиационная защита» {«radiation protection»).

В начале 1980-х годов с ростом понимания не только предотвра-
щения неуправляемой цепной реакции, но и необходимости надеж-
ного охлаждения активной зоны, понятие «ядерная безопасность»
было расширено. И, как следствие, к ядерной аварии добавились во-
просы по предотвращению повреждения тепловыделяющих элемен-
тов (твэл) из-за различных событий и явлений. Заметим, что это кос-
нулось только АС.

Понимание на государственном уровне, что опасность на ПТЦ ЯТЦ
исходит не только от неуправляемой цепной реакции, но и от многих
других факторов, пришло, к сожалению, значительно позже, когда уже
имели место серьезные аварии и срок эксплуатации установок ЯТЦ за-
канчивался. В результате возникли проблемы по обеспечению безопас-
ности предприятий ПТЦ с аналогичным для АС подходом.

Одновременно с понятием ядерная и радиационная безопасность
существует понятие «техническая безопасность». С конца 1970-х го-
дов оно включало качественное изготовление оборудования для АС.
Контроль за ним во время изготовления и эксплуатации, в первую
очередь,за оборудованием, работающим под давлением (корпуса,
трубопроводы, арматура и т.п.), поручался Госгортехнадзору СССР.
После образования Госатомнадзора СССР (позднее Госатомпромнад-
зора России) все вопросы контроля за качеством изготовления и ра-
боты оборудования перешли к этому органу. В результате как грани-
ца раздела между функциями двух государственных органов эти
определения перестали играть роль, хотя по смыслу эта проблема
была и остается одной из наиболее важных проблем в обеспечении
безопасности. В законе об использовании атомной энергии [3] оста-
лось понятие «техническая безопасность» и оно закреплено за Гос-
гортехнадзором, хотя распространяется главным образом на второ-
степенное оборудование, существенно не влияющее иа безопасность
(кранов, лифтов, теплоснабжения и т.п.).*

В настоящее время контроль за радиационной безопасностью
осуществляют Госатомнадзор и Минздрав. Для разграничения поля
их деятельности принято решение в официальных документах к
словам радиационная безопасность в скобках добавлять техниче-
ские аспекты для Госатомнадзора и санитарно-гигиенические ас-
пекты для Минздрава.

* В 1999 г. принято решение, что значительная часть этих вопросов отойдет в веде-
ние Госатомнадзора
2.3.	Участники процесса использования атомной энергии

Необходимо представлять действующих или затрагиваемых
«лиц» процесса использования атомной энергии, а также организа-
ции по обеспечению безопасности АС:

органы государственного управления объектами по использованию атом-
ной энергии (поскольку процесс использования атомной энергии находится
в основном в государственной собственности);

эксплуатирующие организации (государственные или частные);
научные, проектные и конструкторские организации;

поставщики оборудования и услуг;

дирекция объекта и обслуживающий персонал;

население и местные органы власти;

регулирующий орган;

международное сообщество.

Закон об использоаании атомной энергии [3] в той или иной сте-
пени определил всех участников. Постановления Правительства РФ
развивают и закрепляют их права и обязанности. Номенклатура этих
действующих «лиц» и их роль резко отличаются от ситуации в про-
шлом. Например, кто раньше спрашивал население о строительстве
ядерных объектов? Сейчас референдумы в Н. Новгороде, Ростове,
Костроме о строительстве АС показали роль этого фактора. Между
прочем встает вопрос о нравственной и научной подоплеке проведе-
ния среди населения таких референдумов. Подавляющее число лю-
дей не разбирается в этих специфических вопросах. Проводить рефе-
рендумы и прятаться за спину их решений — это все равно, что чело-
веку, не умеющему играть в шахматы, предложить сделать решаю-
щий ход в завершающей части партии, а потом приписать ему удачу
или неудачу. Не является ли это просто ширмой политиков и лобби-
стов решать свои дела? Думается, что необходимо новое отношение
к референдумам такого рода и к формам их организации.

2.4.	Основные составляющие проблемы обеспечения
безопасности АС

Перечислим основные составляющие по обеспечению безопасно-
сти АС (ядериых установок). К ним относятся:

законодательная база;

системы:

управления использованием атомной энергии,
регулирования (надзора) за безопасным использованием атомной
энергии,
норм и правил, регламентирующих различные аспекты использова-
ния атомной энергии и, в первую очередь, вопросы безопасности;

научное обоснование принимаемых технических решений и соответст-
вующие научные исследования:

обеспечение качества и культуры безопасности;

участие местных органов власти:

работа с населением.

Такая классификация не претендует на однозначность и универ-
сальное определение, поскольку можно по разному подходить к выде-
лению н приоритетности различных составляющих. Однако все они
характеризуют совокупность проблем обеспечения безопасности. Ис-
ключение любой из них поставит под сомнение достижение конечной
цели. И это объясняет трудности попыток дать какое-то универсаль-
ное определение безопасности АС, о чем говорилось выше.
Глааа 3. СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И РЕГУЛИРОВАНИЯ
БЕЗОПАСНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

3.1.	Законодательная база и роль правительства

Законодательная база в области использования атомной энергии
должна определять такие основополагающие моменты, как роль уча-
стников процесса использования атомной энергии, действия законо-
дательства на соответствующие объекты и виды их деятельности, во-
просы собственности ядерных и радиоактивных материалов и ядер-
ных установок различного назначения, взаимоотношения между за-
трагиваемыми сторонами и ответственность (юридическая, экономи-
ческая и т.д.), обеспечение безопасности и защита интересов населе-
ния, компенсация ущерба (внутреннего и анешиего) и т.п.

К 1999 г. в России действовали Закон об использовании атомной
энергии [3] и Закон о радиационной безопасности населения [4].

Находятся на рассмотрении Государственной Думы Закон о радио-
активных отходах и Закон о возмещении ядерного ущерба.

Роль правительства в создании законодательной базы, системы
управления и регулирования безопасности использования атомной
энергии является определяющей и обеспечивает;

подготовку необходимых законодательных актов;

создание необходимой юридической основы и системы взаимодейст-
вия сторон;

установление системы управления использованием атомной энергии
для различных видов собственности, ядерных и радиоактивных мате-
риалов, ядерных установок и для различных видов собственности;

создание н поддержку деятельности регулирующего органа;

систему компенсации материального ущерба здоровью персонала, на-
селения и окружающей среде при непредусмотренных радиационных
и прочих воздействиях;

участие и взаимодействие местных органов власти и населения в про-
цессах использования атомной энергии.

3.2.	Органы государственного управления использованием
атомной энергии

Согласно Закону об использовании атомной энергии [3], государ-
ство является собственником ядерных материалов и ядерных устано-
вок. Задача Правительства РФ — сформировать органы государст-
венного управления, уполномоченные руководить соответствующей
областью использования атомной энергии, проводить необходимую
научную, техническую и экономическую политику. В обязанности
органов управления входит создание системы юридических лиц, ко-
торым предоставлено право контролировать деятельность предпри-
ятий ЯТЦ. В России наиболее крупным, но ие единственным, орга-
ном управления в области использования атомной энергии является
Минатом РФ. Другие ведомства, такие как Минобороны, Минэконо-
мики, Минвуз, Минздрав, Минтранспорта и др. также относятся к ор-
ганам государственного управления.

3.3.	Эксплуатирующая организация

Согласно международной практике [2], эксплуатирующая органи-
зация (ЭО) — это организация, несущая всю ответственность за безо-
пасность АС (ядерной установки) и которой регулирующим органом
(РО) разрешено сооружение и эксплуатация последних. Эксплуати-
рующую организацию рекомендует соответствующий орган государ-
ственного управления, лицензию (разрешение) иа данный вид дея-
тельности выдает РО. Эксплуатирующая организация может состоять
как из нескольких АС (в этом случае ие следует отождествлять ЭО с
дирекцией АС), так и из одной АС (функции ЭО и АС совпадают).

Основные обязанности ЭО:

ведение технологического процесса в заданных условиях;

распределение обязанностей и полномочий внутри самой организации,
разработка структуры и программ административного управления и
контроль за их выполнением;

обеспечение необходимого уровня подготовки персонала;
взаимодействие с регулирующим органом;

установление связи с предприятиями поставщика;

оказание содействия дирекции АС (при ЭО из нескольких АС);

установление связи с местными органами власти и общественными
организациями;
обеспечение компенсации ущерба персоналу, населению, окружаю-
щей среде в установленных законом рамках.

В нашей стране понятие «эксплуатирующая организация-» с ее
обязанностью и ответственностью впервые появилось именно в об-
ласти использования атомной энергии. Эго позволит реализовать уже
существующую на Западе действенную систему ответственности за
обеспечение безопасности и компенсацию наносимого ущерба. Дру-
гие потенциально опасные отрасли народного хозяйства в России
еще не имеют такой юридически закрепленной системы и процедуры
и опираются на общие формулировки Гражданского кодекса.

3.4.	Регулирующий орган

Термин «регулирующий орган», заимствованный из западной тер-
минологии, появился в России в 1990-х годах, заменив в области ис-
пользования атомной энергии понятие «надзор», употреблявшееся
в России и сохранившееся в других областях (Госгортехнадзор, авиа-
надзор, пожарный надзор, энергонадзор и др.).

За рубежом РО входит в различные структурные иерархии прави-
тельственных учреждений (от непосредственно входящих в правитель-
ство или в отделения до министерства), объединяет различные сферы
деятельности, использует различные формы и методы работы. Везде
выдерживается главная цель создания и функционирования РО — кон-
троль за выполнением требований по безопасности промышленно-
стью и физическими лицами. По своему статусу н фактическому со-
стоянию РО должен быть независим, ие отвечать за развитие атом-
ной промышленности в стране, иметь достаточные материальные ре-
сурсы для осуществления своей деятельности.

Три основных задачи РО:

организация разработки и введение правил и норм, обеспечивающих
безопасность АС (ядерных установок):

экспертиза материалов, обосновывающих безопасность АС (ядерных
установок);

инспекционный контроль за выполнением требований по безопасности.

Права РО:

выдавать разрешение (лицензию) на деятельность, связанную с любым
этапом жизненного цикла АС;
непосредственно связываться с вышестоящими государственными уч-
реждениями:

сотрудничать с другими государственными учреждениями здравоохра-
нения. охраны окружающей среды, общественной безопасности и т.п.;

передавать решение вопросов сторонним организациям для выполне-
ния задач РО;

запрашивать и получать все необходимые документы, связанные с
обеспечением безопасности;

беспрепятственный вход на территорию любой АС;

при необходимости издавать предписания, обязательные для всех вла-
дельцев лицензий на АС.

В обязанности РО входит разработка принципов и критериев по
обеспечению безопасности, к которым относятся следующие стадии
жизненного цикла АС (ядерных установок):

выбор площадки;

проектирование;

строительство;

ввод в эксплуатацию;

эксплуатация;

снятие с эксплуатации.

В свою очередь, перечисленные стадии охватывают такие вопро-
сы, как:

обеспечение качества;

готовность на случай чрезвычайных обстоятельств;

повышение квалификации и обучение персонала;

инспектирование, испытание и техническое обслуживание АС;

модернизация АС или замена отдельных видов оборудования;

радиационная и ядерная безопасность:

физическая защита ядерных материалов и уствиовок;

контроль и учет ядерных материалов;

обращение и транспортировка радиоактивных веществ иа площад-
ках АС;

рассмотрение и оценка информации по обеспечению безопасности,
представляемой заявителем или обладателем лицензии на АС;

выдача и отказ в выдаче лицензии при поступлении заявки иа нее;

применение санкций при нарушении требований безопасности и усло-
вий лицензии.
На 1999 г. в России Постановлением Правительства определены
четыре РО в области использования атомной энергии:

1.	Госатомнадзор — ядерная и радиационная безопасность (тех-
нические аспекты).

2.	Министерство здравоохранения — радиационная безопасность
(санитарно-гигиенические аспекты).

3.	Министерство внутренних дел — пожарная безопасность.

4.	Госгортехнадзор — техническая безопасность.*

Более детальное разделение обязанностей между перечисленны-
ми ведомствами регулируются специальными соглашениями.

Надзор за ядерными установками воеииого назначения осуществля-
ется специальными подразделениями Минобороны РФ. Однако с точ-
ки зрения общенациональных интересов этот вопрос должен находить-
ся под контролем одного независимого государственного органа.

♦ Согласно сноске на стр. 13, область деятельности Госгортехнадзора на АС зна-
чительно сузилась и касается так называемой «промышленной» безопасности на пло-
щадке АЭС.
Глава 4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА И КУЛЬТУРЫ

БЕЗОПАСНОСТИ

4.1.	Деятельность по обеспечению качества

Напомним, что обеспечение качества, так же, как и культура
безопасности, представляют собой одну из составных частей про-
блемы обеспечения безопасного использования атомной энергии.
Хотя проблема обеспечения качества не нова, атомная энергетика и
связанная с ней промышленность развили и конкретизировали это
понятие достаточно широко. Созданы международные и националь-
ные нормативные документы, регламентирующие деятельность по
обеспечению качества, сформировалась категория специалистов, за-
нимающихся только вопросами качества.

В документах МАГАТЭ [3] понятие обеспечение качества опре-
деляются так: «Все запланированные и систематические дейст-
вии, необходимые дли обеспечения адекватной уверенности
в том, что все узлы и услуги будут удовлетворять заданным тре-
бованиям по качеству».

Таким образом, вся деятельность по обеспечению качества на-
правлена на подтверждение принципа, что то, что необходимо сде-
лать, действительно будет сделано. Первое предписывают правила и
нормы, руководящие документы, методические указания и т.п. Для
выполнения второго требуется соответствующая организация труда,
должная обстановка, личная заинтересованность всех участников, а
также контроль. Создаваемые программы по обеспечению качества,
подчиняются следующему принципу:

записать, что необходимо сделать;

сделать, что было записано;
записать, что было сделано.

В западной практике н в последнее время в России иа предпри-
ятиях атомной промышленности появились группы специалистов.
которые разрабатывают и контролируют все вопросы, связанные с
обеспечением качества по предложенной выше схеме.

Заметим, что мероприятия по обеспечению качества распростра-
няются ие только на предприятия промышленности, когда РО осуще-
ствляет контроль за их выполнением, но и на саму деятельность РО.

4.2.	Общая система обеспечения качества в атомной энергетике

Понятие «системы обеспечения качества» в атомной энергетике
появилось в России недавно и в понимании многих людей отождест-
вляется с существующей долгое время системой качества, системой
контроля качества и т.д.

Закон об использовании атомной энергии [3] и документы [5]
декларируют необходимость создания эксплуатирующей организа-
цией «Программ обеспечения качества для АС» и частных программ
обеспечения качества для отдельных этапов. Имеется соответствую-
щий нормативный документ «Требоваиня к программе обеспечения
качества для АС».

В работе [6] изложены различия в подходах к общей системе ка-
чества в стране, внедряемой Госстандартом, и к системе обеспечения
качества в атомной энергетике, тем более, что иа одном и том же
предприятии ядерного комплекса такие системы существуют одно-
временно. Различие видим, в первую очередь, в области внимания и
соответствующем подходе. Программа по обеспечению качества на-
правлена на системы и действия персонала, связанные с безопасно-
стью. Задача общей системы качества заключается в улучшении ка-
чества выпускаемой предприятием продукции (для АС — электро-
энергии) и экономической эффективности работы самого предпри-
ятия. Системы управления этими андамн деятельности отличаются н
по горизонтали, и по вертикали, результаты этих видов деятельности
выходят на качественно разные показатели, регулируются разными
государствениымн системами. Другими словами, у каждой этой сис-
темы есть свое «поле игры» со своими правилами н их следует раз-
личать. Но это не исключает пересечение этих двух систем на раз-
личных уровнях по одним и тем же методам контроля качества, ис-
пользуемых методик и т.п.
4.3.	Понятие «культура безопасности»

Понятие «культура безопасности» появилось в атомной энергети-
ке после Чернобыльской аварии. По своей направленности оно
вплотную примыкает к понятию «обеспечения качества», а по неко-
торым позициям и перекрывают друг друга.

Составляющие культуры безопасности можно разбить иа три
уровня:

государственный;

руководители организаций;

индивидуальный.

Документ [7] так формулирует основные моменты понятия куль-
туры безопасности:

«.Культура безопасности — это такой набор характеристик и особен-
ностей деятельности организации и поведения отдельных лиц, который ус-
танавливает, что проблемам атомных станций, как обладающим высшим
приоритетом, уделяет внимание, определяемое их значимостью.

Здесь имеются в виду личная ответственность и преданность делу всех
лиц, занимающихся любой деятельностью, которая влияет на безопас-
ность атомных объектов, а также направленное на безопасность мышле-
ния, которое формирует внутреннюю критическую позицию, исключает
благодушие и предусматривает стремление к совершенству, развитие чув-
ства персональной ответственности и общего саморегулирования в вопро-
сах безопасности.

В любой важной деятельности действия людей обусловлены требова-
ниями, устанавливаемыми на высоком уровне. Наивысшим уровнем, влияю-
щим на безопасность атомных станций, является законодательный уро-
вень, обеспечивающий национальную основу для культуры безопасности.

Такой же подход применяется и к отдельным организациям. Политика,
проводимая на высоком уровне, способствует формированию рабочей атмо-
сферы и условий, в которых действуют отдельные лица.

Именно руководители ответственны за введение такой практики в со-
ответствии с целями и политикой их организаций в вопросах безопасности».
Уровни реализации культуры безопасности и соответствующие
им задачи приведены ниже:

Уровень

Задача

Уровень I

Правительственный

Заявление о политике
Структура управления
Ресурсы
Саморегулирование

Уровень 2

Руководителей предприятия

Уровень 3

Индивидуальный

Определение ответственности

Определение и контроль практики выполнения работ
Квалифицированность и подготовка кадров
Поощрения и наказания

Ревизии, аналогические обзоры и сравнения
Формирование атмосферы, в которой работают
люди

Критическая позиция

Строго регламентированный и осторожный подход

Коммуникабельность

4.4,	Показатели культуры безопасности

Показатели (индикаторы) культуры безопасности или, другими
словами, приверженность культуре безопасности на различных уров-
нях можно охарактеризовать следующими чертами:

1.	Определение основных целей, задач и ответственности.

2.	Образование оптимальной структуры управления с небольшим
числом связей каждого отдела и определением обязанностей и ответ-
ственности для них.

3.	Формирование опытного персонала н привлечение ему в по-
мощь консультантов и субподрядчиков (кадровая политика должна
обеспечивать занятие ключевых постов компетентными лнцамн).

4.	В целях избежания ошибок внесение новых подходов с помо-
щью компетентных лиц и организаций, не входящих в штатную сис-
тему управления.

Для индивидуального уровня расшифровка задач может сводить-
ся к ответу на следующие вопросы:

1.	Понятно ли мне задание?

2.	В чем состоит моя ответственность?

3.	Какова связь порученной мне работы с безопасностью?
4.	Каковы могут быть ошибки?

5.	Потребуется ли мне помощь?

6.	Понимание инструкции на выполнение работы.

7.	Следование инструкции.

8.	Настороженность при получении неизвестных инструкций.

9.	Прекращение работы и обдумывание после возникновения труд-
ностей.

10.	Получение необходимой информации от других лиц.

11.	Передача информации другим лицам.

12.	Документирование и представление докладов о результатах рабо-
ты независимо от ее характера (рутинная или необычная).

13.	Предложение новых действий, направленных на обеспечение
безопасности.
Глава 5. СИСТЕМА НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ РОССИИ
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

5.1.	Структура системы прааовых и нормативных документов

Иерархическая структура национальных законодательных и нор-
мативных актов и документов в области использования атомной
энергии состоит нз следующих уровней:

1.	Законы.

2.	Нормативные правовые акты Президента н Правительства РФ.

3.	Федеральные иормы и правила в области использования атом-
ной энергии.

4.	Нормативные документы органов государственного регулиро-
вания безопасности.

5.	Стандарты, строительные нормы и правила, нормативные до-
кументы органов государственного управления по использова-
нию атомной энергии.

5.2.	Федеральные законы

В РФ на 01.06.99 г. действуют два закона, непосредственно отно-
сящихся к использованию атомной энергии: «Об использовании
атомной энергии» и «О радиационной безопасности населения».

Разработаны и находятся на рассмотрении законы «О радиоактив-
ных отходах» и «О возмещении ядерного ущерба». Кроме того, суще-
ствуют и другие общие федеральные законы, распространяющиеся на
правовые отношения в области использования атомной энергии.

Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» опре-
деляет:

объекты использования атомной энергии;

правовую основу и принципы регулирования отношений, возникаю-
щих при использовании атомной энергии;
полномочия Президента Российской Федерации, высших органов
представительной, законодательной и исполнительной власти Россий-
ской Федерации и субъектов Федерации, органов государственного
управления использования атомной энергии, органов государственно-
го регулирования безопасности, правовое положение организаций,
осуществляющих деятельность в области использования атомной
энергии, а также права н обязанности граждан и общественных орга-
низаций;

принципы правового регулирования в области использования атомной
энергии;

ответственность юридических и физических лиц в области использо-
вания атомной энергии;

собственников объектов использования атомной энергии, ядерных ма-
териалов, радиоактивных веществ;

разрешительную систему в области использования атомной энергии.

Принципы использования атомной энергии;

обеспечение безопасности;

доступность информации, в том числе гражданам и организациям,
связанным с использованием атомной энергии;

участие граждан и различных организаций в обсуждении государствен-
ной политики, проектов федеральных законов, правовых актов и прак-
тической деятельности в области использования атомной энергии;

возмещение ущерба, причиненного радиационным воздействием, гра-
жданам и работникам объектов использования атомной энергии, а так-
же обеспечение социальной защиты граждан, проживающих и (или)
осуществляющих трудовую деятельность в районах расположения
этих объектов.

Объекты, на которые распространяется закон «Об использовании
атомной энергии»:

ядерные установки;

радиационные источники;

пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ;

ядериые материалы;

радиоактивные вещества;

радиоактивные отходы.

Законом определяется, что все ядерные материалы, радиоактив-
ные отходы, содержащие ядерные материалы, ядерные установки,
имеющие оборонное значение, находятся в федеральной собственно-
сти. Ядерные установки и пункты хранения, не имеющие оборонного
значения, также находятся в федеральной собственности, если иное
не установлено законом.

Законом определено, что всю полноту ответственности за безо-
пасность ядерной установки, радиационного источника н пункта хра-
нения, а также надлежащее обращение с ядернымн материалами и
радиоактивными веществами несет эксплуатирующая организация.
Организации, выполняющие работы и предоставляющие усдуги экс-
плуатирующей организации, несут ответственность за качество вы-
полнения работ н предоставленных услуг в течение всего проектного
срока службы ядерной установки, радиационного источника, пункта
хранения нлн изготовленного для них оборудования.

Эксплуатирующие организации и организации, выполняющие ра-
боты н предоставляющие услуги эксплуатирующим организациям в
области использования атомной энергии действуют на основе разре-
шений (лицензий), выдаваемых органами государственного регули-
рования безопасности.

Перечень видов деятельности в области использования атомной
энергии на получение разрешений (лицензий); порядок выдачи и
прекращения действия разрешений (лицензий) устанавливается пра-
вительством РФ.

Федеральный закон «О радиационной безопасности населения»
определяет:

основы обеспечения радиационной безопасности населения в целях
охраны его здоровья;

принципы обеспечения радиационной безопасности;

мероприятия по обеспечению радиационной безопасности;

полномочия РФ и субъектов РФ в области обеспечения радиационной
безопасности;

систему органов исполнительной власти в области обеспечения радиа-
ционной безопасности;

основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз) облу-
чения, а также общие требования к обеспечению радиационной безо-
пасности, включая радиационные аварии;

права и обязанности граждан и общественных объединений в области
обеспечения радиационной безопасности.

5	3. Нормативные правовые акты Президента и Правительства
Российской Федерации

К документам этого уровня относятся:

Указы и распоряжения Президента.

Постановления Правительства.

Положения о Федеральных органах исполнительной власти, осуществ-
ляющих государственное управление использованием атомной энер-
гии и государственное регулирование безопасности при использова-
нии атомной энергии.

Другие документы, которые должны быть разработаны в порядке реа-
лизации Федерального закона «Об использовании атомной энергии»
(около 30 документов).

5.4.	Федеральные нормы и правила в области использования
атомной энергии

Федеральные нормы и правила в области использования атомной
энергии утверждаются органами государственного регулирования
использования атомной энергии. К ним относятся Госатомнадзор,
Госсанэпиднадзор, Госгортехнадзор и Главное управление государ-
ственной противопожарной службы МВД России.

Перечисленные документы устанавливают принципы, критерии,
общие требования обеспечения ядерной и радиационной безопасно-
сти, а также важные конкретные требования к системам и элементам
объектов использования атомной энергии. Их формулировка должна
определять минимальные условия по обеспечению ядерной н радиа-
ционной безопасности и ограничивать инициативу специалистов, ра-
ботающих в области использования атомной энергии.

Вновь разрабатываемые федеральные нормы и правила на строя-
щиеся, вводимые в эксплуатацию или эксплуатирующиеся объекты
использования атомной энергии должны предусматривать экономи-
ческую целесообразность предлагаемых технических и организаци-
онных мер. С учетом этого, приведение каждого объекта в соответст-
вие с разрабатываемыми нормативными документами может осуще-
ствляться как в полном объеме, так и за счет компенсирующих мер.
Все необходимые объемы и сроки приведения определяются экс-
плуатирующей организацией, лицензиатом или другим юридическим
лицом, несущим полную ответственность за безопасность объекта
использования атомной энергии. Намечаемые действия при этом
одобряются Госатомнадзором России.

5.5.	Нормативные документы Госатомнадзора России

Нормативные документы Госатомнадзора России состоят из руко-
водств по обеспечению ядерной и радиационной безопасности (руко-
водства по безопасности, РБ) и руководящих документов (РД).

Обязательность выполнения требований руководств по безопас-
ности лицензиатом (заявителем) при обосновании безопасности объ-
ектов использования атомной энергии определяется Госатомнадзо-
ром России. В случае использования альтернативных решений заяви-
тель обязан представить необходимые обоснования, иа основании
которых Госатомнадзор принимает решение о достаточности предла-
гаемых альтернативных решений для обеспечения безопасности объ-
екта использования атомной энергии.

Руководящие документы Госатомнадзора России можно разде-
лить на пять групп исходя из назначения и степени обязательности:

организационно-распорядительные;

регламентирующие разрешительную (лицензионную) деятельность;
по надзору за ядерной и радиационной безопасностью;

содержащие методики и методические указания лля выполнения раз-
решительной (лицензионной) н надзорной деятельности специалиста-
ми Госатомнадзора России;

содержащие информацию о деятельности Госатомнадзора

5.6.	Стандарты, строительные нормы и прааила, нормативные
документы органов государственного управления
использованием атомной энергии

Документы допускаются к применению, если онн не противоре-
чат принципам, критериям, общим требованиям, правилам и нормам,
устанавливаемым в Федеральных нормах и правилах в области ис-
пользования атомной энергии.

Для разработчиков и эксплуатирующих организаций документы
призваны рекомендовать что и как делать, чтобы обеспечить безо-
пасность объекта в соответствии с требованиями Федеральных норм
н правил, а также нормативных документов Госатомнадзора России.
Глава 6. ПРИНЦИП ГЛУБОКОЭШБЛОКИРОВАННОЙ ЗАЩИТЫ

6.1.	Физические барьеры иа пути выхода радиоактивных
продуктов

В процессе работы ядерного реактора в сердечнике твэлов (топли-
ве) образуются радиоактивные продукты деления. Между населением
(окружающей средой) н источником образования радиоактивных про-
дуктов устанавливают физические барьеры, препятствующие распро-
странению радиоактивных продуктов и ионизирующего излучения.
Таким образом, проблема обеспечения безопасности АС — есть про-
блема правильного выбора характеристик барьеров при сооружении
АС, поддержании их эффективной работы прн эксплуатации и в слу-
чае аварий (рис. 6.1). Определим значение каждого барьера.

1.	Топливо (сердечник твэл)

В зависимости от вида топлива (металлическое, окнсное, карбид-
ное, матричное и т.п.) и достигаемых температур выход различных
радиоактивных продуктов (благородный газ, йод, тугоплавкие и т.д.)
может примерно колебаться от 100 до ничтожных долей процента.
Наименьший выход радиоактивных продуктов имеет матричное топ-
ливо (металлическое, графитовое). Используемое оксидное топливо
дает диапазон 1—2 порядка в выходе накопившихся в нем радиоак-
тивных продуктов различных групп при температурах, достигаемых
при проектных авариях и даже прн плавлении топлива. Вид и состав
топлива существенно влияют иа физические процессы в реакторе и

Рис. 6.1. Расположение барьеров иа пути распространен ня радиоактивных
продуктов
технологию соответствующего топливного цикла. Эти обстоятель-
ства ограничивают использование топлива с наиболее благоприят-
ным с точки зрения выхода радиоактивных продуктов.

2.	Оболочка твэл

Оболочка твэл удерживает выходящие из топлива радиоактив-
ные продукты. При нормальной эксплуатации проницаемость обо-
лочек для радиоактивных продуктов определяется технологией из-
готовления твэл и поддержанием необходимых условий эксплуата-
ции. Российские правила н нормы [8] содержат требования, по кото-
рым газовая негерметичность оболочек твэл должна быть в нор-
мальных условиях эксплуатации в заданных пределах. Прн проект-
ных авариях также накладываются условия повреждаемости оболо-
чек. Используемые в большинстве энергетических реакторов обо-
лочки из сплавов циркония выбираются из соображений физики ре-
актора. Однако они недостаточно совершенны с точки зрения устой-
чивости прн авариях, создают много сложностей из-за возникающей
парониркониевой реакции. Используемые в быстрых реакторах обо-
лочки из стали являются более стойкими, хотя не приемлемы из-за
физики для тепловых реакторов.

3.	Первый контур

Для реакторов типа PWR и ВВЭР первый контур (корпус реактора,
трубопроводы, вспомогательные системы) представляет собой замк-
нутый барьер на пути выхода из него для радиоактивных продуктов из
твэл, попадающих в теплоноситель. В нормальных условиях эксплуа-
тации выход радиоактивных продуктов через этот барьер определяет-
ся величиной протечек теплоносителя из контура, т.е. технологией из-
готовления и монтажа, а также контроля н ремонта во время эксплуа-
тации. Для безопасности важно, что нарушение первого контура при
разрыве влияет на характер исходного события прн проектных авари-
ях с течью теплоносителя, которое определяет конечное состояние
твэл. Прн этом первый контур сам перестает быть барьером и
определяет нагрузку на следующий барьер — локализующие системы.

Для одноконтурных кипящих реакторов (BWR, РБМК) первый
контур уже ие является замкнутым барьером. Часть теплоносителя
в виде пара направляется на турбину, выходя за пределы первого
контура, возвращаясь туда из турбинного цикла.

Для реакторов обоих типов четкость определения границ 3-го
барьера затруднена вспомогательными системами (система очистки,
система подпитки и др.).

4.	Локализующие системы

Этот барьер служит для локализации теплоносителя при разрыве
первого контура и попадающих в него радиоактивных продуктов де-
ления. Выполняется он в виде защитных оболочек (контайнментов)
или герметичных боксов различных конструкций.

Четвертый барьер не всегда замкнут относительно предыдущего
(первого контура). Это касается одноконтурных кипящих реакторов
из-за связи первого контура с паровым контуром, вспомогательных
систем, выходящих за границы локализующих систем, а также реак-
торов типа PWR н ВВЭР при разрыве трубок парогенератора, когда
теплоноситель первого контура выходит за границы локализующих
систем с теплоносителем второго контура.

5.	Расстояние от АС

Учет этого барьера связан с уменьшением величины радиационно-
го воздействия, увеличением расстояния от источника, что является
спецификой российских условий н практики и не акцентируется в за-
падной практике. Идеология данного барьера основывается на воз-
можности уменьшения радиационного воздействия при тяжелых ава-
риях и может влиять на расстояния АС от крупных городов. Также он
играет роль при определении санитарно-защитной зоны и разработке
планов мероприятий по защите населения в случае аварии на АС.

6.2.	Принцип глубокоэшелонированной защиты

Физические барьеры отражают реально используемые в совре-
менных АС конструктивные инженерные элементы и могут рассмат-
риваться как элементы принципа глубокоэшелоннрованной защиты
(ПГЭЗ) или как часть этого подхода*.

В более узком подходе, ПГЭЗ строится из последовательности
действий, используемого оборудования и процедур, разбитых по
уровням так, чтобы на каждом из ннх:

во-первых, обеспечивалось предупреждение возникновения собы-
тий, способных повлечь необходимость задействовать следующий
Уровень защиты;

во-вторых, ограничивались последствия, возникающие в резуль-
тате нарушений на предыдущем уровне защиты.

Эффективность защитных или смягчающих мер ни в коем случае
ие должна приводить к принижению функции предупреждения ава-
рий, которая остается основной целью безопасности.

* Не всегда барьеры рассматриваются как часть ПГЭЗ. Вместо термина глубоко
^елоиированная защита используется также термин защита в глубину.
6.3.	Уровни глубокоэшелонированной защиты

Рассмотрим ПГЭЗ, который подразделяется на 5 уровней (рис. 6.2):

Уровень ПГЭЗ	Назначение

1	Предупреждение нарушен ий в работе блока и от-

казов систем

II	Эксплуатация блока в разрешенной области

III	Упрааление проектными авариями

IV	Предупреждение перерастания проектных ава-

рий в более тажелые.

Ограничение последствий тяжелых аварий

V	Ограничение радиационных последствий для на-

селения в случае больших выбросов

Цели и средства защиты для каждого уровня ПГЭЗ изображены
на рис. 6.2.

Ограничение радиологических последствий для населения
в случае больших выбросов

Предупреждение перерастания аварий в более тяжелые
и ограничение последствий тяжелых аварий

Управление проектными авариями

Эксплуатация блока в резрешенной
области

Предупреждение
нарушений в работе
блока н отказов систем
Консервативность при
проектировании, обес-
печение качества при
реализации и эксплуатации

Управление блоком, системой регулирова-
ния и защиты, периодический контроль

Системы безопасности и противоаварийные
процедуры

Особые меры и подготовка к управлению тяжелыми авариями

Планы противоаварийных действий за пределами площадки АС

Рис. 6.2. Цели и средства для различных уровней ПГЭЗ
Глава 7. ДЕТЕРМИНИСТСКИЙ ПОДХОД К ОБЕСПЕЧЕНИЮ
БЕЗОПАСНОСТИ АС

7.1.	Общие положения

В данной главе описываются наиболее важные моменты логики
создания безопасной АС за счет применения тех или иных техничес-
ких и организационных мероприятий для обеспечения необходимой
проектной и эксплуатационной безопасности. Эти задачи понимаются
и могут решаться людьми (группами людей) по-разному. В результате
возможные ошибки в выбранном подходе могут повлечь соответст-
вующие негативные последствия. В таком серьезном вопросе как
безопасность АС нельзя допустить анархии. Поэтому потребовалось
«детерминировать» процесс обеспечения безопасности АС, те.
ограничить его некоторыми фиксированными рамками.

Сущность такого подхода заключается в следующем: «Поступай,
как предписано в соответствующих документах». Почему — вопрос
другой. Ответ иа него есть результат симбиоза накопленного опыта,
здравого смысла, экономических потребностей и возможностей, вос-
приятии общества.

7.2.	Основные определения в рамках детерминистского
подхода

Ранее уже отмечалась объективная возможность неоднозначного
подхода к определению таких ключевых понятий, как безопасность,
авария и др. Для однозначного понимания и толкования важно соз-
дать замкнутую, логически непротиворечивую систему терминов и
их определений. Это станет залогом дальнейших согласованных дей-
ствий специалистов в обеспечении реальной безопасности.

Приведем ряд терминов и их определений на основании послед-
ней редакции нормативного документа «Общие положения обеспече-
ния безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97) [5].

Атомная станция — ядерная установка для производства энер-
гии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся
в пределах определенной проектом территории, иа которой для осу-
ществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и
комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооруже-
ний с необходимыми работниками (персоналом).

Безопасность АС, ядерная и радиационная (далее по тексту —-
безопасность АС) — свойство АС при нормальной эксплуатации и
нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничи-
вать радиационное воздействие на персонал, население и окружаю-
щую среду установленными пределами.

Авария — нарушение эксплуатации АС, прн котором произошел
выход радиоактивных веществ н (илн) ионизирующего излучения за
предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в
количествах, превышающих установленные пределы безопасной экс-
плуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями
протекания и последствиями.

Ядерная авария — авария, связанная с повреждением таэлов,
превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и
(или) облучением персонала, превышающим разрешенные пределы,
вызванная:

нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления
в активной зоне реактора;

возникновением критичности при перегрузке, транспортировании и
хранении твэлов:

нарушением теплоотвода от твэлов;

другими причинами, приводящими к повреждению твэлов.

Исходное событие — единичный отказ в системах (элементах)
АС, внешнее событие или ошибка персонала, которые приводят к на-
рушению нормальной эксплуатации н могут привести к нарушению
пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное собы-
тие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.

Путь протекания аварии — последовательность состояний сис-
тем и элементов АС в процессе развития аварии.

Последствия аварии — возникшвя в результате аварии радиаци-
онная обстановка, наносящая убытки и вред из-за превышения уста-
новленных пределов радиационного воздействия на персонал, насе-
ление и окружающую среду.

Конечное состояние — установившееся контролируемое состоя-
ние систем и элементов АС после аварии.
Проектная авария — авария, для которой проектом определены
исходные события н конечные состояния и предусмотрены системы
безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отка-
за систем безопасности или одной, независимой от исходного собы-
тия ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными
для таких аварий пределами.

Проектные пределы — значения параметров и характеристик
состояния систем (элементов) и АС в целом, установленные в проек-
те для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуа-
тации, включая предаварийные ситуации и аварии.

Отказы по общей причине — отказы систем (элементов), возни-
кающие вследствие одного отказа или ошибки персонала, или внеш-
него или внутреннего воздействия, или иной внутренней причины.

Примечания: I. Внутренние воздействия или причины — воздействия, возникаю-
щие при исходных событиях аварий, включал ударные волны, струи, летящие предме-
ты, изменение параметров среды (давление, температура, химическая активность и
тл.), пожары и т.п., конструктивные, технологические и прочие внутренние причины

2. Внешние воздействия — воздействия характерных для площадки АС природных
явлений и деятельности человека (например, землетрясения, высокий и низкий уровень
наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транс-
порте, пожары, взрывы на прилегающих к АС объектах и т.п.).

Ошибка персонала — единичное непреднамеренное неправиль-
ное воздействие на управляющие органы илн единичный пропуск
правильного действия; илн непреднамеренное единичное неправиль-
ное действие при техническом обслуживании оборудования и сис-
тем, важных для безопасности.

Ошибочное решение — неправильное непреднамеренное выпол-
нение или невыполнение ряда последовательных действий из-за не-
верной оценки протекающих процессов.

Принцип единичного отказа — принцип, в соответствии с кото-
рым система должна выполнять заданные функции прн любом тре-
бующем ее работы исходном событии и при независимом от исход-
ного события отказе одного любого из активных элементов или пас-
сивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

Система — совокупность элементов, предназначенная для вы-
полнения заданных функций.

Элементы — оборудование, приборы, трубопроводы, кабели,
строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие вы-
полиение заданных функций самостоятельно или в составе систем и
рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц прн вы-
полнении анализов надежности и безопасности.

Канал системы — часть системы, выполняющая в заданном про-
ектом объеме функцию системы.

Необнаруживаемый отказ — отказ системы (элемента), который
не проявляется в момент своего возникновения прн нормальной экс-
плуатации и ие выявляется предусмотренными средствами контроля в
соответствии с регламентом технического обслуживания и проверок

Активная система (элемент) — система (элемент), функциони-
рование которой зависит от нормальной работы другой системы
(элемента), например управляющих систем безопасности (УСБ),
энергоисточника и т.п.

Пассивная система (элемент) — система (элемент), функциони
рованне которой связано с вызвавшим ее работу событием и не зави-
сит от работы другой активной системы (элемента), например управ-
ляющей системы, энергоисточника и т.п.

Критерии безопасности — установленные нормативными доку-
ментами н/или органами государственного регулирования безопасно-
сти значения параметров и (или) характеристик АС, в соответствии с
которыми обосновывается ее безопасность.

Пределы безопасной эксплуатации АС — установленные про-
ектом значения параметров технологического процесса, отклонения
от которых могут привести к аварии.

Эксплуатационные пределы — значения параметров и характе-
ристик состояния систем (элементов) и АС в целом, заданных проек-
том для нормальной эксплуатации.

Запроектная авария — авария, вызванная не учитываемыми для
проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся
дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами
систем безопасности сверхъединичного отказа, реализацией ошибоч-
ных решений персонала.

Зависимый отказ (частный случай отказа по общей причине) —
отказ системы (элемента), являющийся следствием другого отказа
или события.

Читателю предлагается самостоятельно изучить и выделить от-
дельные смысловые части каждого определения, термина.
7.3.	Основные критерии и принципы обеспечения
безопасности АС

Сформулируем основные критерии и принципы обеспечения
безопасности АС, т.е. требования нормативного документа [5] при
проектировании и эксплуатации АС:

I)	АС удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиаци-
онное воздействие на персонал, население и окружающую среду при
нормальной эксплуатации н проектных авариях не приводит к пре-
вышению установленных доз облучения персонала н населеиня и
нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в
окружающей среде, а также ограничивает это воздействие при запро-
ектных авариях. Это достигается соблюдением требований специаль-
ных норм и правил.

2)	Дозы облучения персонала и пределы доз облучения населе-
ния, а также уровни по выбросам и содержанию радиоактивных про-
дуктов в окружающей среде устанавливаются в специальных нормах
и правилах. Фактические дозы и выбросы ие должны превышать ус-
тановленных пределов. Кроме того, считается необходимым, чтобы
реальные дозы и выбросы были на разумно достижимом низком
уровне (международный принцип ALARA*). Последнее обстоятель-
ство считается достаточно важным в международном аспекте, так
как является показателем высокого класса установки и высокой
культуры безопасности.

3)	Реализация ПГЭЗ. Этот принцип осуществляется на всех эта-
пах деятельности, связанной с обеспечением безопасности.

4)	Технические и организационные решения, принимаемые для
обеспечения безопасности АС, должны быть апробированы прежним
опытом илн испытаниями, соответствующими исследованиями, экс-
плуатацией прототипов и соответствовать принятым для атомной
энергетики нормам и правилам. Такой подход должен применяться
не только при разработке оборудования и проектировании, но н при
изготовлении оборудования, строительстве и эксплуатации АС.

5)----Устройство и качество систем и элементов, документация и
различные виды работ, влияющие на обеспечение безопасности АС,
Должны являться объектами всеобъемлющей деятельности по обес-
печению качества.
	----

ALARA — as low as really achievable.
Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку и вы-
полнение мероприятий по обеспечению качества иа всех этапах жиз-
ненного цикла АС и в этих целях разрабатывает общую программу
обеспечения качества и контролирует деятельность предприятий (ор-
ганизаций), выполняющих работы или предоставляющих услуги для
АС (изыскателей, проектировщиков, поставщиков систем и элемен-
тов, монтажников, строителей, наладчиков и др.).

6)	Определение набора по количеству и качеству учитываемых в
проекте АС нарушений [5]:

«В проектах РУ и АС должны быть предусмотрены технические сред-
ства и организационные меры, направленные на предотвращение проектных
аварий и ограничение их последствий и обеспечивающие безопасность при
любом из учитываемых проектом исходном событии с наложением одного
независимого от исходного события отказа любого из следующих элемен-
тов систем безопасности-, активного элемента или пассивного элемента,
имеющего механические движущиеся части, или одной независимой от ис-
ходного события ошибки персонала.

Дополнительно к одному независимому от исходного события отказу
одного из перечисленных выше элементов должны быть учтены приводя-
щие к нарушению пределов безопасной эксплуатации не обнаруживаемые
отказы неконтролируемых при эксплуатации АС элементов, влияющих на
развитие аварии».

7)	Первоочередная задача проекта — меры, предотвращающие
нарушение пределов и условий безопасной эксплуатации. Соотноше-
ние эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуата-
ции для какого-либо параметра, влияющего на безопасность АС, при
внесении какого-либо возмущения и соответствующий отклик сис-
тем АС и персонала показано на рис. 7.1.

8)	Для запроектных аварий в проекте РУ и АС должны быть пре-
дусмотрены меры по управлению этими авариями, если они не ис-
ключены на основе внутренних свойств самозащищениости реактора
и принципов его устройства.

Для запроектных аварий должно быть предусмотрено снижение
опасности радиационного воздействия на персонал, население и окрУ'
жающую среду за счет выполнения на площадке АС и окружающей
территории планов мероприятий по защите персонала и населения в
соответствии с действующими положениями. План мероприятий по I
защите персоиалв должен разрабатываться дирекцией АС, а план з3'
Рис. 7.1. Изменения параметра безопасности X во времени при нарушении
условий нормальной эксплуатации

щиты населения — местными органами власти. Оба плана согласовы-
ваются между собой и утверждаются в установленном порядке.

9)	Примерные перечни приведены в таких документах, как требо-
вания к отчету по обоснованию безопасности для реакторов опреде-
ленных типов. Окончательное решение принимается в процессе про-
ектирования по согласованию с регулирующим органом. Таким обра-
зом, нет априори достаточно жестких указаний относительно этих
перечней. Возможен диалог между заявителем (эксплуатирующей
организацией) и регулирующим органом.

10)	Требование относительно верхней границы рассматриваемых
запроектных аварий (поскольку теоретически этот ряд можно сфор-
мулировать бесконечным).

Принята следующая логическая схема.

По требованиям о размещении АС [9] не разрешается располагать
^анцию от крупных городов ближе установленного расстояния. Для
бродов с различной численностью населения это расстояние R пр ра-
нее Дифференцировалось. Причиной такого подхода служило понима-
нне невозможности осуществления плана мероприятий по эвакуации
Населения из больших городов в случае аварии, когда для эвакуации
деления может быть превышена установленная доза облучения
D3B населения. Во избежании эвакуации выбросы радиоактивных
продуктов при тяжелых запроектных авариях не должны превышать
уровень £>пр, определяемый при заданных /?при Оэв по сложной мето-
дике расчета распространения радиоактивных продуктов и дозы. Ог-
раничение состоит в том, что выброс (9 Пр не может происходить
с вероятностью более I0-7 год1. Другими словами, в качестве тяже-
лых запроектных аварий ие следует рассматривать аварии с вероятно-
стью менее 10 7 год1. Данное требование служит подтверждением
внедрения в детерминистский подход вероятностного подхода.

11)	Для подготовки персонала и поддержания его квалификации
на необходимом уровне каждая АС должна иметь учебно-трениро-
вочный пункт.

12)	На каждой АС должна быть организована охрана, обеспечи-
вающая защиту от проникновения посторонних лиц. Физическая за-
щита позволит предотвратить преднамеренные действия человека,
направленные на умышленное повреждение АС. Напомним, что
ошибка персонала — это непреднамеренные единичные действия,
против которых должны быть предусмотрены средства в проекте АС
за счет систем безопасности. В какой-то степени технические средст-
ва физической защиты можно рассматривать как специфические сис-
темы безопасности.

7.4.	Классификация систем и элементоа АС

Важным звеном в построении логики обеспечения безопасности
АС является классификация ее систем и элементов. Классификация
позволяет всем участвующим в процессе обеспечения безопасности
АС сторонам правильно понять о чем идет речь, сориентироваться
в дальнейших действиях, а также в соответствующих нормативных
документах и проектной документации. Главная же причина — вы-
движение каждому классу (группе, категории) определенных требо-
ваний иа стадии проектирования, эксплуатации. В работе [5] приво-
дится следующая система классификации.

Системы и элементы АС различаются:

по назначению;

по влиянию иа безопасность;

по характеру выполняемых ими функций безопасности.
В системы, важные для безопасности, таким образом, входят сис-
темы нормальной эксплуатации и системы безопасности.

Системы и элементы АС по назначению разделяются на следующие:
системы и элементы нормальной эксплуатации;

системы и элементы безопасности.

Системы и элементы АС разделяются по влиянию на безопас-
ность:

важные для безопасности;

остальные, не влияющие на безопасность.

Системы и элементы безопасности разделяются по характеру вы-
полняемых ими функций:

защитные;

локализующие;

обеспечивают ие;

управляющие.

По степени влияния элементов АС на безопасность устанавлива-
ются четыре класса:

I класс:

твэлы и элементы АС, отказы которых являются исходными со-
бытиями запроектных аварий, приводящими при проектном функ-
ционировании систем безопасности к повреждению твэлов с превы-
шением установленных для проектных аварий пределов.

2	класс:

элементы, отказы которых служат исходными событиями, приводя-
щими к повреждению твэлов в пределах, установленных для проект-
ных аварий, при проектном функционировании систем безопасности с
учетом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них;

элементы систем безопасности, единичные отказы которых приво-
дят к невыполнению соответствующими системами своих функций.

3	класс:

элементы систем, важные для безопасности, не вошедшие в клас-
сы безопасности I и 2;

элементы, содержащие радиоактивные вещества, выход которых
в окружающую среду (включая производственные помещения АС)
при отказах превышает значения, установленные в соответствии
с Н0Рмамн радиационной безопасности;

элементы, выполняющие контрольные функции радиационной за-
“WTbi персонала н населения.
4	класс:

элементы нормальной эксплуатации АС, ие влияющие иа безопас-
ность и не вошедшие в классы безопасности I—3.

Элементы, используемые для управления аварией, не вошедшие в
классы безопасности I, 2 или 3 относятся к классу безопасности 4.

Если какой-либо элемент одиовремеино содержит признаки раз-
ных классов безопасности, то ои должен быть отиесеи к более высо-
кому классу. Участки, разделяющие элементы разных классов безо-
пасности, также должны быть отнесены к более высокому классу.

Класс безопасности — обязательный признак при формировании
других классификаций элементов АС, устанавливаемых в норматив-
ных документах. Другие признаки этих классификаций устанавлива-
ются а соответствии с комплексом нормируемых нормативными до-
кументами характеристик элементов АС.

Классификационное обозначение отражает принадлежность эле-
мента к классам безопасности I—3.

Классификационное обозначение элемента дополняется символа-
ми, указывающими и на его назначение:

Н — элемент нормальной эксплуатации;

3 — защитный элемент;

Л — локализующий элемент;

О — обеспечивающий элемент;

У — элемент управляющих систем безопасности.

Если элемент имеет несколько назначений, то все оин входят в
его обозначение, например 2Н, 23, 2НЗ.
Глава 8. ВЫБОР ПЛОЩАДКИ АС

8.1.	Понятие площадки АС и связанных с ней фактороа

Выбор площадки для размещения будущей АС — первый (с точ-
ки зрения обеспечения безопасности, а не экономики) и наиболее
важный этап в ее жизненном цикле (выбор площадки, проектирова-
ние, сооружение, эксплуатация, снятие с эксплуатации). В настоящее
время этот процесс в значительной степени регламентирован [9].

Взаимодействие площадки и АС обоюдное. С одной стороны,
площадка и ее окружение воздействует или может воздействовать на
АС и ее системы и, следовательно, должно быть учтено в проекте. С
другой стороны, в процессе эксплуатации или авариях АС может
воздействовать на площадку н окружающую территорию (население,
экологию и т.п.).

Собственно площадкой АС называется определенная территория,
на которой расположена станция и которая находится под эффектив-
ным контролем административного руководства АС. Фактически это
то, что находится за забором, окружающим АС, и важные для безо-
пасности системы вне забора.

Окружающая территория, рассматриваемая как область возможно-
го воздействия на АС, представляет собой географический район дос-
таточно большой по размеру, в котором проявляются все особенности
какого-либо явления или последст-

вия конкретного события [9].	41

В отечественной практике иа тер- | Г- ““	““ "^1	.

ритории вокруг АС, где следует ожи- 	’	— — —-.	 I

Дать каких-либо воздействий со сторо- | I	2	।	I

ны АС, определены санитарно-защит- 1	.	71	|

ная зона и зона наблюдения (рис. 8.1).

**Ис- 8.1. Схема площадки и окружающей I |	|

территории	।	““	I ।

~~ пл°Щадка АС; 2 — санитарно-защитная ' L ——	— —

’она, 3 — зоца наблюдения. 4 — район I	'

наблюдения	L— — — — —« —— —1
8.2.	Общие критерии выбора площадки АС

Основной задачей при выборе площадки для АС является защита
населения и окружающей среды от радиационного воздействия в ре-
зультате аварийных выбросов радиоактивных веществ. Кроме того,
должны учитываться нормальные выбросы радиоактивности. С точ-
ки зрения безопасности размещения АС необходимо рассматривать
следующие аспекты:

влияние внешних событий, происходящих в районе расположения
конкретной площадки (события могут быть природного происхожде-
ния или обусловлены деятельностью человека);

характеристики площадки и окружающей ее природной среды, кото-
рые могут оказывать влияние на перенос радиоактивных выбросов и
облучение населения;

плотность и распределение населения н другие характеристики внеш-
ней зоны исходя из возможности применения мер по защите населе-
ния и оценки рнска для отдельных лиц и населения в целом.

Основные критерии выбора площадки:

1.	Предполагаемые площадки для АС должны быть исследованы
в отношении частоты возникновения и серьезности последствий при-
родных явлений и вызванных деятельностью человека внешних собы-
тий, которые могут повлиять на безопасную эксплуатацию станции.

2.	За время эксплуатации АС следует оценить возможную эволю-
цию природных и связанных с деятельностью человека факторов и
условий в районе, которая может оказать влияние на безопасность
в течение времени, охватывающего предполагаемый срок эксплуата-
ции АС. Эти факторы (особенно рост численности населения и его
распределение) необходимо контролировать в течение всего срока
эксплуатации АС. При необходимости должны быть предприняты I
меры, гарантирующие поддержание суммарного (коллективного)
риска иа приемлемо низком уровне.

3.	Для предполагаемого размещения площадки и АС должны быть
определены все внешние события, учитываемые в проектной основе
(проекте). Рассматриваются все события, с которыми может быть свя-
зана серьезная радиационная опасность, а также определяются соот-
ветствующие им проектные основы. Радиационный риск, связанный
с внешними событиями, не должен превышать масштабов радиацией
ной опасности, вызванной авариями и внутренними причинами.
4.	При анализе проектных основ для внешних событий следует при-
нять во внимание их сочетание с условиями окружающей среды (на-
пример, гидрологическими, геологическими и метеорологическими).

5.	После тщательной оценки площадка должна быть признана
непригодной для размещения АС, если предлагаемые меры по защи-
те от внешних воздействий, включаемые в проектную основу, не
обеспечены.

6.	Следует учитывать возможное взаимодействие радиоактивных
и иерадиоактивных выбросов и сбросов, например, комбинация теп-
ла или химических веществ и жидких радиоактивных сбросов.

7.	Для каждой предполагаемой площадки должны быть оценены
потенциальные последствия радиационного облучения населения
при эксплуатации АС и аварийных условиях, включая те, когда необ-
ходимо проводить противоаварийные мероприятия. При этом следу-
ет учесть такие факторы, как распределение населения, потребление
продуктов питания, использование земли и воды, а также влияние
других источников радиоактивных выбросов в районе.

8.3.	Учитываемые факторы при выборе площадки АС

Во многом выбор площадки АС зависит от внешних природных
явлений. К ним можно отнести:

наводнения из-за выпадения осадков и других причин;

волны в водной среде, вызванные землетрясением;

наводнения и волны, связанные с выходом нз строя защитных
гидросооружений;

тектонически-акгивные структуры и разломы;

неустойчивость склонов;

провалы поверхности площадки, оседание или подъемы грунта;

землетрясения;

разжижение грунтов;

смерчи;

тропические циклоны;

Другие серьезные природные явления и экстремальные условия.

Под событиями, связанными с деятельностью человека, обычно
Рассматриваются авиационные катастрофы, химические взрывы,
другие важные события, способные повлиять на безопасность АС.
Рис. 8.2. Логическая схема анализа воздействии, вызванных деятельностью
человека
Прежде всего, необходимо тщательно изучить номенклатуру всех
возможных воздействий и их характеристики. Далее следует решить,
ЧТо учитывать в проекте АС. Подход может быть комплексный с ис-
пользованием вероятностных и детерминистских критериев. Стати-
стика событий за определенный период и обшие соображения позво-
ляют отказаться от рассмотрения таких явлений, как цунами и тай-
фуны в глубине России. Хорошо изученная сейсмичность различных
районов России также позволяет учитывать или не учитывать силь-
ные землетрясения. Вероятность падения самолетов на АС зависит
от интенсивности полетов в данном районе н близости аэродромов.

Выбор природных явлений, которые включаются в проектные
основы АС должен осуществляться по заранее разработанной мето-
дике, исследованиям и изысканиям. Причем район проведения ис-
пытаний должен быть достаточно большим, чтобы включать воз-
можные источники воздействия. В нормативных документах ис-
пользование площадок для сооружения АС по некоторым позициям
запрещено [9].

На основе проанализированной информации о природных явлени-
ях принимается решение о включении в проектные основы тех или
иных событий. Оформленная документация представляется в РО, ко-
торый после необходимой экспертизы дает разрешение на использо-
вание площадки для последующего сооружения АС.

Последовательность анализа воздействий, вызванных деятельно-
стью человека и событий приведена на рис. 8.2.

8.4.	Возможное влияние АС на окружающую территорию

При выборе площадки АС с точки зрения радиационного воздей-
ствия иа район при эксплуатационных состояниях и в аварийных ус-
ловиях, которые могут привести к противоаварийным мероприяти-
ям, должна быть дана оценка возможным выбросам радиоактивных
веществ с учетом особеииостей проекта АС и требований по безо-
пасности. При этом выбросы считаются параметрами источника.
Особое внимание следует уделить роли биосферы в накоплении и
переносе радионуклидов.

Такая оценка включает:

прямые и косвенные пути облучения населения при радиоактив-
ных выбросах с АС;
настоящий и будущий составы населения н его распределение;

изучение современного и прогнозируемого использования земли
и воды;

последствия радиоактивных выбросов как на отдельных людей,
так и иа население в целом;

любое внешнее событие, препятствующее проведению мероприя-
тий в аварийной ситуации.

До начала сооружения АС должно быть доказано, что к моменту
ввода ее в эксплуатацию ие возникнут серьезные проблемы с прове-
дением противоаварийных мероприятий для внешней зоны.

Долгосрочные и среднесрочные меры осуществляются с учетом
следующих аспектов:

плотности и распределения населения, расстояния от населен-
ных пунктов, наличия групп населения, которые трудно обезопасить
илн эвакуировать в случае аварийной ситуации (например, из боль-
ниц, тюрем или население, ведущее кочевой образ жизни) и измене-
ния этих факторов в течение всего предполагаемого срока эксплуа-
тации станции;

географических условий района расположения (острова, гористая
местность, реки), возможностей местного транспорта и сети комму-
никаций;

экономических, промышленных, сельскохозяйственных, экологи-
ческих характеристик района, а также окружающей среды.

8.5.	Параметры воздействия на АС в случае падения самолета

Для возможности оценки внешних воздействий от падения самоле-
та на АС, в первую очередь, необходимо знать вероятность такого па-
дения. При этом рассматриваются три отдельные независимые значе-
ния вероятности: Pj — вероятность падения на станцию вследствие
общего воздушного движения по всей стране; Р2 — вероятность паде-
ния вследствие взлетно-посадочных операций в аэропортах; Р3 —
вероятность падения на станцию в результате расположения АС в пре-
делах основных воздушных коридоров и специфических мест с высо-
кой степенью вероятности аварий.

Площадь АС обычно принимается за 10 000 м2.

После того, как удалось вычислить, что вероятность авиационной
катастрофы на площади 10 000 м2 в любом районе страны составляет
примерно 10 6 в год, в некоторых государствах было решено проек-
тировать все АС, защищенными от авиационных катастроф.

Один из детерминистских подходов к учету падений самолетов
иа АС может быть следующим:

воздушные трассы или маршруты захода на посадку должны быть
в пределах 4 км от станции;

аэропорты должны быть расположены в пределах 10 км от пло-
щадки;

интенсивные полеты должны выполняться в определенной зоне
от станции;

военные объекты или воздушное пространство, используемые в ка-
честве полигонов для практического бомбометания, должны быть
за пределами 30 км от площадки.

Если принято решение учитывать падение самолета в проекте АС,
необходимо знать возможные параметры нагрузки на сооружение АС
при таком воздействии. Для этих целей в западных странах проводи-
лись различные исследования на наземных стендах: реальные само-
леты автоматически разгоняли и направляли на бетонные мишени,
замеряя возникающие при этом нагрузки.
Глава 9. ПРОЕКТИРОВАНИЕ АС

9.1.	Общие требования

Нормативный документ [5] определяет общие требования при про-
ектировании АС на основе детерминистского подхода н принципа
глубокоэшелоиированиой защиты. Отметим наиболее важные из них:

I.	В соответствии с концепцией глубокоэшелоиированиой защи-
ты АС должна иметь системы безопасности, предназначенные для
выполнения таких основных функций безопасности, как:

аварийный останов реактора н поддержание его в подкрнтнческом со-
стоянии;

аварийный отвод теплоты от реактора;

удержание радиоактивных веществ в установленных пределах.

Необходимый объем и способы осуществления функций безопас-
ности конкретизируются в федеральных нормах и правилах в облас-
ти использования атомной энергии, а применительно к каждой АС
устанавливаются и обосновываются в проекте и должны быть отра-
жены в отчете по безопасности.

2.	На АС должны быть предусмотрены технические средства,
обеспечивающие уменьшение последствий запроектных аварий.

3.	Системы (элементы), обеспечивающие безопасность, должны
быть способны выполнить свои функции в установленном проектом
объеме с учетом воздействия природных явлений (землетрясений,
ураганов, наводнений, возможных в районе площадки АС), внешних
техногенных событий, свойственных выбранной для сооружения АС
площадке, и (или) при возможных механических, тепловых, химиче-
ских и прочих воздействиях проектных аварий.

4.	При проектировании АС должны быть рассмотрены и обосно-
ваны меры по предупреждению или защите систем (элементов) отка-
зов по общей причине.

5.	При проектировании систем (элементов) АС и РУ должно ОТ'
даваться предпочтение системам (элементам), устройство который
основано на пассивном принципе действия и свойствах внутренней

самозащищеиности (саморегулирование, тепловая инерционность и
другие естественные процессы).

6.	В проекте АС должны предусматриваться средства, с помощью
которых исключаются ошибки персонала или ослабляются их по-
следствия, в том числе при техническом обслуживании и ремонте.

7.	Многоцелевое использование систем безопасности и их эле-
ментов иа АС должно быть обосновано. Совмещение функций безо-
пасности с функциями нормальной эксплуатации не должно приво-
дить к нарушению требований обеспечения безопасности АС и сни-
жению требуемой надежности систем (элементов), выполняющих
функции безопасности.

8.	Системы (элементы) АС, важные для безопасности, должны
проходить, как правило, прямую и полную проверки иа соответствие
проектным показателям при вводе в эксплуатацию, после ремонта и
периодически в течение всего срока службы АС.

Если проведение прямой н (или) полной проверки невозможно,
что должно быть доказано в проекте, следует проводить косвенные и
(или) частичные проверки. Достаточность косвенной и (или) частич-
ной проверки должна быть обоснована в проекте АС.

9.	Системы безопасности должны функционировать таким обра-
зом, чтобы начавшееся их действие доводилось до полного выполне-
ния их функции. Возвращение системы безопасности в исходное со-
стояние должно требовать последовательных действий оператора.

10.	Отчет обоснования безопасности АС должен содержать дан-
ные о показателях надежности систем нормальной эксплуатации,
важных для безопасности, и их элементов, отнесенных к 1-му н 2-му
классам безопасности, а также систем и элементов безопасности.
Анализ надежности должен проводиться с учетом отказов по общей
причине и ошибок персонала.

9.2.	Требования к активной зоне

Активная зона реактора представляет собой предмет первоочеред-
ного внимания, так как имеиио в нем выделяется энергия, утилизируе-
мая во всех последующих элементах АС по превращению энергии де-
яния ядра в электрическую энергию. Здесь при высоких иапряжен-
НЬ1Х параметрах (давление, температура, нейтронный поток и др.)
нмеет место наложение нейтроиио-физических и теплогидравличе-
Ских параметров, влияющих иа безопасность. Требования к ним боль-
шей частью противоречивы и важно уметь правильно находить опти-
мальное решеине. Согласно [5], [8] перечислим некоторые моменты:

I.	В проекте АС должны быть установлены пределы повреждения
(количество и степень повреждения) твэлов и связанные с этим уров-
ни радиоактивности теплоносителя реактора по реперным изотопам.

Активная зона н системы, определяющие условия ее работы,
должны быть спроектированы таким образом, чтобы исключалось
превышение установленных пределов безопасной эксплуатации по-
вреждения твэлов на протяжении установленного для них срока ис-
пользования в реакторе.

2.	Активная зона должна быть спроектирована таким образом,
чтобы при нормальной эксплуатации и проектных авариях обеспечи-
вались ее механическая устойчивость и отсутствие деформаций, на-
рушающих нормальное функционирование средств воздействия на
реактивность и аварийный останов реактора или препятствующих
охлаждению твэлов.

Следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятно-
стного анализа безопасности значение суммарной вероятности тяже-
лых запроектных аварий ие превышало 10“5 на реактор в год.

3.	Активная зона вместе со всеми ее элементами, влияющими на
реактивность, должна быть спроектирована таким образом, чтобы
любые изменения реактивности с помощью органов регулирования и
эффектов реактивности в эксплуатационных состояниях при проект-
ных авариях не вызывали неуправляемого роста энерговыделения
в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установ-
ленных проектных пределов.

4.	Характеристики ядерного топлива, конструкция реактора и
другого оборудования первого контура (включая систему очистки те-
плоносителя) с учетом работы других систем не должны допускать
при тяжелых запроектных авариях, в том числе с расплавлением топ-
лива, образования вторичных критических масс.

В случае существования такой возможности техническими мера-
ми должно быть обеспечено непревышение предельного аварийного
выброса.

Имеются определенные требования к повреждению твэл [8]. Экс-
плуатационный предел повреждения твэлов за счет образования мик-
ротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не дол-
жен превышать 0,2 % твэлов и 0,02 % твэлов при прямом контакте
ядериого топлива с теплоносителем.

Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине де-
фектов твэлов составляет 1 % с дефектами типа газовой неплотности
и 0,1 % твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоноси-
теля и ядериого топлива.

Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответст-
вует непревышению следующих предельных параметров:

температура оболочек твэлов — не более 1200°;

локальная глубина окисления оболочек твэлов — не более 18 % перво-
начальной толщины стенки;

доля прореагировавшего циркония — не более 1 % его массы в обо-
лочках твэлов.

Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теп-
лоносителя, по температуре топлива н мощности реакторов не долж-
ны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров
реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной
эксплуатации и проектных авариях.

9.3.	Требования к первому контуру

Первый контур теплоносителя, кроме его основной функции (от-
вод теплоты от активной зоны и передача его для утилизации паро-
турбинному циклу), — один из основных барьеров на пути распро-
странения радиоактивных продуктов от места образований (сердеч-
ник твэл). Две основные функции первого контура с точки зрения
безопасности — поддерживать требуемую циркуляцию теплоносите-
ля н сохранять свою целостность во всех предусмотренных режимах.

В [5] сформулированы следующие основные требования к перво-
му контуру:

Все оборудование и трубопроводы контура теплоносителя реак-
тора должны выдерживать без разрушений статические н динамиче-
ские нагрузки и температурные воздействия, возникающие в любых
его узлах и компонентах (с учетом действий защитных систем безо-
пасности и их возможных отказов), при всех учитываемых исходных
событиях, в том числе непреднамеренных выделениях энергии в теп. 1
поноситель, вызванных:

внезапным введением положительной реактивности при выбросе с
максимальной скоростью органа воздействия на реактивность макси-
мальной эффективности, если такой выброс не предотвращен конст- ]
рукиией;

вводом холодного теплоносителя в активную зону (при отрицатель-
ном температурном коэффициенте реактивности по теплоносителю)
или любым другнм возможным положительным эффектом реактивно- j1
стн. связанным с теплоносителем.

Более подробные требования к оборудованию и трубопроводам |
первого контура содержатся в [10], служащих одним из первых нор- j
мативных документов в области использования атомной энергии |
в СССР (России). Документ вводит свою классификацию оборудова- I
ния, группы А, В, С в зависимости от степени влияния на безопас-
ность системы, в которую онн входят и к какому классу безопасно-
сти (1,2 или 3-му) они относятся в соответствии с [5] (см. гл. 10).

9.4.	Требования к системам управления технологическими
процессами

Такая сложная система как АС с многочисленными системами и
взаимосвязями между ними, призванная функционировать в различ-
ных режимах, включая аварийные, не смогла бы работать без надле-
жащей системы управления всеми запланированными технологиче-
скими процессами Естественна необходимость формулирования
требований к этим системам управления.

Согласно [5] система управления технологическими процессами
подразделяется на следующие подсистемы:

1.	Блочный щит управления (БЩУ).

2.	Резервный щит управления (РЩУ).

3.	Управление системами нормальной эксплуатации (УСНЭ).

4.	Управление системы безопасности.

5.	Автономные средства регистрации н хранения информации.

Блочный щит управления есть место постоянного нахождения
операторов во главе с начальником смены, отвечающим за безопас-
ную эксплуатацию АС как при нормальной эксплуатации, так и пр11
возникновении аварийных ситуаций. Название сложилось историчС'

ски и его не стоит понимать в узком смысле. Под этим термином
подразумевается помещение управления реактором и всей АС со
всеми располагающимися там системами предоставления информа-
ции и управления.

Резервный щит управления предусматривается на случай невоз-
можности по каким-либо чрезвычайным причинам (пожар, затопле-
ние, радиация и т.п.) осуществлять управление АС с БЩУ. Возмож-
ности РЩУ существенно меньше БЩУ и охватывают основные
функции безопасности:

управление системами безопасности;

перевод реактора в подкритическое состояние;

удержание реактора в подкритическом состоянии;

отвод теплоты от реактора;

контроль состояния реакторной установки.

Должны быть приняты меры, направленные на исключение отказа
БЩУ и РЩУ по общей причине.

Управляющие системы нормальной эксплуатации должны
осуществлять управление технологическими процессами во всех
проектных режимах в рамках, установленных проектом показателей.

УСНЭ должны иметь в своем составе:

средства надежной групповой и индивидуальной связи между Б1ЦУ;

РЩУ и эксплуатационный персонал АС, выполняющий работы по месту;
средства, обеспечивающие сбор, обработку, документирование и хра-
нение информации, достаточной для того, чтобы имелась возможность
своевременного и однозначного установления исходных событий воз-
никновения нарушений нормальной эксплуатации и аварий, их разви-
тия, установления фактического алгоритма работы систем безопасно-
сти н элементов, важных для безопасности, отнесенных к классам безо-
пасности 1-му и 2-му, в том числе систем контроля и управления, от-
клонений от штатных алгоритмов действий персонала

УСНЭ блока АС должны обеспечивать автоматическую н (или)
автоматизированную диагностику состояния режимов эксплуатации,
в том числе и собственно технических и программных средств кон-
Пюля и управления.

УСНЭ блока АС должны быть построены таким образом, чтобы
°беспечивать наиболее благоприятные условия для принятия опера-
тивным персоналом правильных решений по управлению АС и сокра-
щать до минимума возможность принятия неправильных решений.

56

57
Проект УСНЭ должен содержать:

анализ реакции систем управления н контроля РУ и блока АС на воз-
можные отказы в системе;

анализ надежности функционирования технических и программных
средств и системы в целом;

анализ устойчивости контуров управления и регулирования

Должны быть предусмотрены:

средства и методы обнаружения течи теплоносителя первого кон-
тура, превышающей установленную проектом величину, и по воз-
можности место ее нахождения;

автоматизированный контроль радиоактивности теплоносителя и
контроль сбросов и выбросов радиоактивных веществ, а также кон-
троль радиационной обстановки в помещениях АС, в санитарно-за-
щитиой зоне и в зоне наблюдения при эксплуатации АС, включая
аварии, и при выводе АС из эксплуатации;

автоматический контроль условий безопасного хранения ядерно-
го топлива и радиоактивных отходов и сигнализация о нарушениях
этих условий;

(на блоке АС) управляющие системы безопасности (УСБ), опре-
деление которым дано ранее.

Основное назначение УСБ — автоматически управлять действм- |
ем систем безопасности в соответствии с проектом. Им отдается при-
оритетное значение по сравнению с действием персонала: возмож- |
ность их отключения при автоматическом запуске блокируется на
Ю___30 мин. Вместе с тем. должна быть предусмотрена возможность ।

дистанционного и ручного приведения в действие арматуры в случае |
отказа в цепи автоматического включения.

Требования к УСБ:

должны быть отделены от УСНЭ, чтобы нарушение или вывод из
работы элемента или канала УСНЭ не влияли на способность УСБ
выполнять свои функции;

как система безопасности должны удовлетворять классическим
принципам безопасности (резервированию, независимости, разно-
образию);

должны быть созданы так, чтобы позволяли проводить проверку |
их работоспособности и выдавать предупредительные сигналы о не-
исправностях в их схемах и элементах.

9.5.	Защитные системы безопасности

В проекте АС должны быть предусмотрены защитные системы
безопасности, обеспечивающие, в частности, надежный аварийный
останов реактора н поддержание его в подкритическом состоянии в
любых режимах нормальной эксплуатации и нарушений нормальной
эксплуатации, включая проектные аварии.

Эффективность и быстродействие систем аварийного останова ре-
актора должны быть достаточны для:

ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим к повре-
ждению твэлов сверх установленных пределов для нормальной экс-
плуатации или проектных аварий;

подавления положительной реактивности, возникающей в резуль-
тате проявления любого эффекта реактивности или возможного соче-
тания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации и про-
ектных авариях.

Аварийный останов реактора должен обеспечиваться независимо
оттого, имеется илн потерян источник энергии.

В составе защитных систем должны быть предусмотрены систе-
мы для аварийного отвода теплоты от реактора, состоящие из не-
скольких независимых каналов и обеспечивающих эффективность с
учетом требования единичного отказа.

Допускается использование систем (каналов) охлаждения, предна-
значенных для нормальной эксплуатации, в качестве систем (каналов)
аварийного отвода теплоты от реактора. В этом случае они должны
Удовлетворять требованиям, предъявляемым к системам безопасности.

Должны быть предусмотрены меры, предотвращающие выход ре-
актора в критическое состояние и превышение допустимого давле-
ния в системах контура теплоносителя реактора при включении и ра-
боте системы аварийного отвода теплоты от реактора.

Срабатывание защитных систем безопасности ие должно приво-
ДИ1Ъ к отказам оборудования систем нормальной эксплуатации. При
проектировании должно быть обосновано допустимое за срок экс-
ПлУатации блока АС число срабатываний защитных систем безопас-
н°сти (в том числе и ложных срабатываний) исходя из их влияния на
Ресурс работы оборудования.
9.6.	Локализующие системы безопасности

В проекте АС должны быть предусмотрены локализующие систе-
мы безопасности для удержания радиоактивных веществ и ионизирую,
щего излучения в предусмотренных проектом границах при авариях.

Реактор н содержащие радиоактивные вещества системы и эле-
менты АС должны размещаться в герметичных помещениях, цели-
ком для локализации выделяющихся при проектных авариях радио-
активных веществ в заданных границах. При этом и в случае иного
размещения необходимо, чтобы при нормальной эксплуатации и
проектных авариях не превышались соответствующие установлен-
ные дозы облучения персонала и населения, а также нормативы по
выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей
среде. Необходимость и допустимость направленного выброса ра-
диоактивных веществ при запроектных авариях должны быть обос-
нованы проектом.

Локализующие системы безопасности должны быть предусмотре-
ны для каждого блока АС и выполнять заданные функции для про-
ектных и запроектных аварий.

Совместное использование отдельных элементов и локализую-
щих систем безопасности в целом для нескольких блоков допускает-
ся, если доказана невозможность распространения аварии с одного
блока АС иа другие.

В тех случаях, когда для предотвращения повышения давления в
герметичных помещениях предусматриваются системы теплоотвода
с активными элементами, должно быть несколько независимых кана-
лов теплоотвода, обеспечивающих требуемую эффективность.

Все пересекающие границы герметичного ограждения коммуни-
кации, через которые при аварии возможен выход радиоактивных ве-
ществ за границы герметичных помещений, должны быть оборудова-
ны изолирующими элементами.

В проекте АС должна быть обоснована степень допустимой не-
герметичности герметичного ограждения, указаны способы ее дос-
тижеиия. Соответствие фактической герметичности проектной
должно быть подтверждено до загрузки реактора ядерным топливом
и проверяться в процессе эксплуатации с установленной в проекте
периодичностью.

Испытания герметичного ограждения при вводе в эксплуатаций
должны проводиться при расчетном давлении; последующие испыта*
пня проводятся при обоснованном в проекте давлении. Оборудование,
расположенное внутри герметичных помещений, должно выдержи-
вать испытания без потерн работоспособности. В проекте АС должны
быть предусмотрены методика н технические средства испытания
герметичною ограждения на соответствие проектным параметрам.

Должны быть предусмотрены меры по обнаружению и предотвра-
щению образования взрывоопасных концентраций газов в помеще-
ниях локализующих систем безопасности.

9.7.	Обеспечивающие системы безопасности

В проекте АС должны быть предусмотрены необходимые обеспе-
чивающие системы безопасности, выполняющие функции снабжения
систем безопасности рабочей средой, энергией н создания требуе-
мых условий их функционирования, включая передачу теплоты к ко-
нечному потребителю.

Обеспечивающие системы безопасности должны иметь показате-
ли надежности выполнения заданных функций, достаточные для то-
го, чтобы в совокупности с показателями надежности систем безо-
пасности достигалась необходимая надежность функционирования
последних, определяемая в проекте.

Выполнение такими системами функций должно иметь безуслов-
ный приоритет иад действием внутренних защит элементов обеспе-
чивающих систем безопасности, если это ие приводит к более тяже-
лым последствиям для безопасности. Перечень не отключаемых
внутренних защит элементов обеспечивающих систем безопасности
должен быть обоснован в проекте АС.

Проектом АС должны быть предусмотрены:

необходимые и достаточные средства для противопожарной за-
щиты АС, включая средства обнаружения и тушения возможного го-
рения замедлителя, теплоносителя, кабельных проходок и т.д.;

автоматизированный режим работы систем тушения пожаров с
момента подачи напряжения иа оборудование блока АС при проведе-
нии предпусковых наладочных работ.
Глава 10. ИЗГОТОВЛЕНИЕ ОБОРУДОВАНИЯ
И СООРУЖЕНИЕ АС

10.1.	Общий подход

Во множестве аспектов, определяющих безопасность АС, качест-
во поставляемого оборудования, строительства и монтажа осиовиьц
конструкций и узлов было одним из основополагающих момента
в развитии атомной энергетики. Специфически ои проявился в наше!
стране, где исторически развитие промышленности в целом бьик
экстенсивное и не обеспечивающее высокое качество и надежность
Необходимость высокого качества была понята в военной промыш-
ленности, что, естественно, перешло на атомную.

Уже иа начальном этапе в результате такого подхода была созда-
на система специальных правил и норм по расчету, конструирова-
нию, изготовлению и контролю оборудования, систем и элементен
для атомной промышленности. Причина такого обособленного под-
хода по сравнению с обычной промышленностью связана не толькс
со специфическими условиями работы конструкций (облучение
нейтронными и гамма-полями, радиоактивное загрязнение и связан-
ные с этим трудности в обслуживании), а также понимание опасно-
сти для персонала и окружающей среды разрушения важных д.л
безопасности систем ядерных установок В последствии по этом}
пути пошла космическая промышленность, где основополагающий
было требование к надежности систем из-за большой стоимости соз-
даваемых космических изделий.

Реализация обеспечения высокого качества оборудования и со-
оружений осуществлялась на основе даух составляющих:

создание специфической нормативной базы по требованиям к рас-
чету, изготовлению, испытанию, контролю во время эксплуатации;

создание специфической государственной системы контроля (над-
зора) за процессами конструирования, изготовления и эксплуатации.
подхода осталась
^дарственный

За 30-^® лет онн пРетеРпели определенные изменения, но суть
без изменения — специальные правила н нормы и
контроль за их выполнением.

10.2.	Классификация оборудования, работающего
под давлением

Поскольку система правил и норм по оборудованию зарождалась
несколько раньше, чем «Общие положения...» [5], исторически сло-
жилось, что в этих документах классификация оборудования фор-
мально обозначалась несколько другими категориями, чем в ОПБ.
Принято разделять работающее под давлением оборудование АС на
группы А, В и С, являющиеся частью элементов соответственно
классов безопасности 1, 2 и 3-го согласно [5].

Отметим, что далеко не все оборудование и элементы (твэлы,
стержни системы управления и защиты, виутрикорпусные устройст-
ва, турбины, арматура вспомогательных контуров, электрооборудо-
вание, электропитание и многое другое) подпадают под действие
[5]. Для этих элементов есть свои нормативные документы различ-
ного уровня, в том числе и уровня общепромышленных требований
Госгортехнадзора.

Оборудование и трубопроводы, на которые распространяются Пра-
вила [10], подразделяются на группы А, В и С в зависимости от степе-
ни влияния системы, составной частью которой они являются, на безо-
пасность атомной энергетической установки (АЭУ) и входят в классы
безопасности 1, 2 и 3-го по классификации «Общих положений...» [5].

В группу А (1-й класс безопасиостн) входит оборудование и трубо-
проводы, разрушение которых является исходным событием, приводя-
щим к превышению установленных для проектных аварий пределов
повреждения тепловыделяющих элементов при проектном функциони-
ровании систем безопасности, а также корпуса реакторов и технологи-
ческие каналы любых АЭУ независимо от последствий их разрушения.

В группу В (2-й класс безопасности) входит оборудование и тру-
бопроводы, разрушение которых приводит к неустранимой штатны-
ми запорными органами утечке теплоносителя, обеспечивающего ох-
лаждение активной зоны реактора, и (или) требует введения в дейст-
вие систем безопасности, а также оборудование и трубопроводы сис-
тем АЭУ с реакторами иа быстрых нейтронах, работающие в коитак-
те с жидкометаллическим теплоносителем независимо от последст-
вий их разрушения (за исключением оборудования и трубопроводов,
относящихся к группе А).

В группу С (3-й класс безопасности) входят оборудование и тру-
бопроводы, ие вошедшие в группу А и В:

разрушение которых приводит к утечке теплоносителя, обеспечиваю-
щего охлаждение активной зоны реактора;

разрушение которых приводит к выходу из строя одной из систем
безопасности или одного из ее каналов;

разрушение которых приводит к выходу высоко- или средиеактивиых
радиоактивных сред.

Примеры типовых перечней систем, на которые распространяют-
ся настоящие правила, с указанием групп, входящих в системы обо-
рудования и трубопроводов, приведены в рекомендуемом Приложе-
нии 2 документа [10].

10-3. Требования к конструированию и материалам

Конструирование и расчет оборудования и трубопроводов АС
должны проводиться с учетом [10] и [13]. Специфика последнего до-
кумента в отличие от существовавших ранее и существующих ныие
подобных документов в других отраслях промышленности, кроме
специфических условий работы конструкций, наличие своей систе-
мы коэффициентов запаса, сочетаний нагрузок (нормальной эксплуа-
тации, проектных и запроектных аварий, внешних воздействий
и т.п.). Поскольку эта школа складывалась десятилетиями и людьми
разных поколений, сейчас, вероятно, трудно объяснить, откуда поя-
вился тот или иной коэффициент или подход. Так исторически сло-
жилось - наиболее вероятный ответ от специалистов со стажем. Со-
временная жизнь и требования, однако, заставляют попытаться разо-
браться во всем этом. Проблема возникает из-за исчерпывания наме-
ченного срока службы отдельного оборудования или установки в це-
лом и экономических потребностей в продлении срока службы уста-
новки. Здесь приходится сталкиваться с проблемой, выработай или
ие выработай ресурс того или иного оборудования, какие были фак-
тические нагрузки, какие реальные коэффициенты запаса остались.

Отнесение конкретного оборудования к той или иной группе есть
компетенция конструктора и проектировщика при дальнейшем со-
гдасоваиии с регулирующим органом. В [10] имеются примеры типо-
вых перечней, иа которые распространяются правила по группам.

Отметим некоторые общие требования, выдвигаемые в [10] к кон-
струированию.

Конструкции оборудования и трубопроводов должны обеспечивать:
работоспособность, надежность и безопасность их эксплуатации в
течение срока службы, который должен быть указан в технических
условиях на изделие и паспортах;

возможность проведения осмотра, ремонта, гидравлических
(пневматических) испытаний, контроля основного металла и свар-
ных соединений иеразрушающими методами после изготовления
(монтажа) н в процессе эксплуатации, а также замены оборудования
и трубопроводов со сроком службы меиее установлен кого для экс-
плуатации АЭУ в целом;

применение материалов, позволяющих поддерживать работоспо-
собность конструкций в рабочих средах, включая используемые при
очистке, промывке и дезактивации, в течение предусмотренного
срока службы;

возможность дренажа теплоносителя, дезактивации поверхностей
и удаления дезактивирующих растворов (конструкции оборудования
и трубопроводы с радиоактивным теплоносителем);

возможность удаления воздуха при заполнении средой, а также
рабочей среды и конденсата, образующегося в процессе разогрева
или расхолаживания контура.

Вопросы выбора соответствующих материалов для оборудования
АС специально оговорены в [10]. Отдельным приложением (обяза-
тельным) определяется перечень допускаемых материалов для изго-
товления тех или иных узлов АС. При этом регламентируется не
только марка материала (состав), но и стандарт или техническое ус-
ловие иа его изготовление. Если возникает необходимость в приме-
нении новых материалов, то разработана специальная процедура
к аттестации этих материалов с предъявлением необходимой инфор-
мации по свойствам и испытаниям.

Сварные соединения отдельных элементов конструкции, без чего
немыслимы современные технологии, также были предметом особо-
Г() внимания и отразились в разработке специальных иорматииных
Документов [11] и [12]. Первый из иих устанавливает правила прове*
Деиия сварочных работ, второй — требования и методы контроля
прочности и герметичности сварных швов после изготовления и
в процессе эксплуатации.

Напомним, что сварные швы корпуса реактора подвергаются об-
лучению нейтронным потоком, в результате чего материал сварных
швов, также как и материал корпуса, становится более хрупким и
требует специального внимания.

10-4. Испытания на прочность и плотность

Для проверки прочности и плотности оборудования, трубопрово-
дов, их деталей и сборочных единиц проводят гидравлические или
пневматические испытания. Как правило, они проводятся после изго-
товления на предприятии-изготовителе, а также на станции после
монтажа оборудования и в процессе эксплуатации.

Пневматические испытания вместо гидравлических допускают в
отдельных случаях, когда это вызвано опасностью соприкосновения
жидкости с определенными средами (например, жидкие металлы)
или для объемов, работающих под разрежением.

Необходимо отметить, что в связи с успехами науки в последите
десятилетие вопрос о гидравлических испытаниях с учетом механи-
ки разрушения материала под напряжением встал в несколько новой
плоскости. В каких условиях проводить испытания (давления, темпе-
ратуры, частоты) стало не так очевидно, как раньше. Согласно ны-
нешним взглядам с точки зрения механики разрушения частые и дос-
таточно большие нагрузки при испытаниях (больше, чем рабочие)
могут привести к увеличению дефекта в металле, доводя их до кри-
тических. В результате проводимые испытания, с одной стороны,
фиксируют способность конструкции выдержать (на момент испыта-
ния) с определенным запасом рабочие давления, с другой — «раска-
чивают» имеющиеся изначально или образовавшиеся в процессе экс-
плуатации дефекты, увеличивая тем самым возможность подхода к
их критическим значениям в процессе предусмотренных нормальной
эксплуатацией нагрузок (в период между испытаниями). Развиваемая
в настоящее время методология расчета вероятности разрушения с
учетом развития дефектов в принципе помогает искать оптимальные
условия испытаний. Одиако однозначных ответов пока нет.
Изложенная в [10] нормативная методика проведения гидравличе-
ских испытаний исходит из следующей формулы:

W
ph - ЛГЛ/’р5(Тр)’

где Pf, — давление при гидравлических испытаниях; Рр — расчетное
давление; 8 (ТЛ ), 8 (Гр) — номинальные допустимые напряжения со-
ответственно при температуре гидравлических испытаний и расчет-
ной температуре Тр.

Коэффициент Кh- 1,25 для оборудования н трубопроводов и К =
= 1 для защитных оболочек н страховочных корпусов.

При элементах, нагружаемых наружным давлением,

РЛ<1,25/>р.

Для проведения гидроиспытаиий разрабатывается специальная
программа с описанием всех операций, измерений, последовательно-
сти действий и т.п.

Гидравлические испытания проводятся при температуре испыта-
тельной среды, при которой температура металла испытуемого обору-
дования и трубопроводов ие будет ниже минимальной допускаемой
температуры, определяемой согласно нормам расчета на прочность.

Время выдержки оборудования и трубопроводов под давлением
Ph должно быть не менее 10 мин. После выдержки давление снижает-
ся до 0,8 Ph и проводится осмотр оборудования и трубопроводов
в течение времени, необходимого для осмотра.

Измерения давления при гидравлических испытаниях должны вы-
полняться по двум независимым каналам. Специально оговаривают-
ся условия возможных колебаний давления при испытании из-за из-
менения температуры жидкости и предусмотренных конструкцией
уплотнений валов насосов.

10.5. Контроль за состоянием металла

Оборудование и трубопроводы систем групп А и В должны под-
вергаться периодическому контролю в соответствии с требованиями
[10] и других нормативных документов, а также конструкторской до-
кументации. Контроль за металлом ставит своей целью выявлять и
фиксировать дефекты металла, изменять физико-химические свойст-
ва, оценивать состояние металла.

Такой контроль бывает предэксплуатационным, периодическим,
внеочередным. Последний проводится в случае чрезвычайных ситуа-
ций: землетрясение, крупные аварии, решения иадзориых органов
и т.п. Для проведения контроля создается программа на основе типо-
вой программы контроля.

В процессе эксплуатации контроль за состоянием металла осуще-
ствляется неразрушающими и разрушающими методами.

К неразрушаюшим относятся следующие виды контроля:
визуальный;

капиллярный или магнитопорошковый;

ультразвуковой;

радиографический:

другие методы, обеспечивающие выявление дефектов.

Контроль механических свойств основного металла и сварных со-
единений групп А и В разрушающими методами проводится путем
испытания образцов-свидетелей, устанавливаемых в оборудовании.

В местах, где нз-за радиационной обстановки, контроль не может
быть осуществлен обычными средствами, должны предусматривать-
ся соответствующие дистанционные средства.

Особое внимание уделяется контролю металла корпуса реактора
в местах, наиболее подверженных потокам быстрых нейтронов (Еп >
> 0,5 мЭв), так как облучение металла быстрыми нейтронами способ-
ствует резкому увеличению хрупкости материала при температуре
ниже критической температуры хрупкости Т^. Для нахождения ре-
ального потока быстрых нейтронов на корпус проводят дозиметрию
нейтронных потоков как с наружной стороны корпуса (облучаемые
детекторы), так и с внутренней стороны корпуса. Для определения
изменения свойств основного металла корпуса под действием облу-
чения используется постановка или вырезание из штатных обечаек
образцов-свидетелей напротив активной зоны, по которым исследу-
ются изменения свойств материала.

Для выяснения изменения свойств материала сварных соединений
используются образцы-свидетели, аналогичные по технологии изго-
товления и использования электродам основных швов корпуса.
Глава 11. ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ, ЭКСПЛУАТАЦИЯ, СНЯТИЕ
С ЭКСПЛУАТАЦИИ

11.1.	Ввод в эксплуатацию

Прежде чем приступать к физическому пуску нового энергоблока,
т.е. достигнуть критичности, необходимо удостовериться в том, что
все его системы и оборудование действительно обладают проектны-
ми характеристиками и работоспособностью. В этих целях сначала
проводятся индивидуальные испытания оборудования и систем, а за-
тем используются все более и более сложные комплексы систем. По-
ка проверка касается характеристик систем, работающих в нормаль-
ных условиях, такие испытания затруднений не вызывают.

Для каждой системы эксплуатирующая организация определяет
последовательность проведения испытаний. Для оборудования, обес-
печивающего безопасность, эта программа дополняется анализом
достаточности объема и условий испытания испытаний.

Работа заключается в составлении сотии типовых программ ис-
пытания систем; для каждой разрабатывается несколько подпро-
грамм поэтапного проведения испытания.

Впоследствии, каждое испытание должно быть реализовано на
различных этапах пуска блока.

Анализ этих документов и программ регулирующим органам не-
обходим для доказательства, что эксплуатирующая организация:

определила все возможные конфигурации в работе рассматриваемой
системы в нормальных и аварийных условиях с учетом состояний го-
товности и неготовности ее оборудования в области, разрешенной
Технологическим регламентом эксплуатации, и с учетом критерия
единичного отказа;

для каждой конфигурации системы выработала соответствующие
функциональные требования (минимальный и максимальный расходы,
разрешенный диапазон изменения параметров и т.д.):
для каждого конкретного оборудования определила функции, которые
оно должно выполнять (открываться при максимальном перепаде дав.
ления, закрываться под напором полного расхода и т.д.);

распространила определенные таким образом требования на условия
испытаний.

Большинство требований, предъявляемых к системам безопасно-
сти, обусловливается состояниями в условиях аварии. Эти состояния
не поддаются моделированию; для иих приходится использовать ме-
тоды экстраполяции и косвенных результатов.

Так, испытания иасосов системы аварийной подпитки первого
контура низкого давления (20 бар) и гидроемкостей целесообразно
проводить при открытом корпусе реактора. Это соответствует слу-
чаю, когда первый контур полностью разуплотнен и позволяет про-
верить условия работы насосов при максимальном расходе с учетом
потери давления из-за гидравлического сопротивления контура.

Для испытания спринклерной системы целесообразно устанавли-
вать временные трубопроводы, которые подают воду в приямкн за-
щитной оболочки. Позволяет проверить работу иасосов системы в ус-
ловиях одной (но только одной) из возможных аварийных ситуаций.

Расход через каждую распылительную форсунку может прове-
ряться за счет измерения расхода сжатого воздуха. При проведении
таких испытаний участки трубопроводов, на которых установлены
форсунки, отглушаются от остальной части спринклерной системы).

В программу пусконаладочных испытаний входят также испыта-
ния оборудования, работающего под давлением и подпадающего под
действие соответствующих правил. Сюда относятся гидроиспытания
первого контура на давление, т. е. приблизительно иа 30 % выше рас-
четного давления, с выдержкой в несколько часов для обнаружения и
устранения возможных неплотностей.

11.2.	Эксплуатация

Работа над проектом станции позволяет обозначить технические
и организационные меры по обеспечению безопасности будущей
АС. Процесс сооружения АС призван обеспечить адекватное с проек-
том исполнение всех систем и конструкций станции, а процесс ввода
в эксплуатацию — убедиться в правильности монтажа и работоспо-
собности систем и оборудования АС.

Все эти усилия должны найти правильное отражение в процессе
эксплуатации. На АС появляется новый эксплуатационный персонал,
которому необходимо знать ие столько почему сделано так, а как
следует действовать в тех или иных ситуациях. Это обстоятельство
требует разработки специальных документов, которые с одной сто-
роны естественно связаны с проектом АС, а с другой — должны
быть понятны и удобны пользователю.

В первую очередь таким документом является «Технологический
регламент эксплуатации», а также набор эксплуатационных инструк-
ций по различным видам систем и оборудования.

Исследования, проведенные на этапе проектирования, позволяют
установить пределы, в которых следует эксплуатировать энергоблок
с тем, чтобы в случае инцидента или аварии, ситуация оставалась
в рамках изученных состояний, для которых повреждение оборудо-
вания и радиологические последствия был» признаны приемлемыми.
Эти пределы представляют собой разрешенную область эксплуата-
ции, ограниченную пределами нормальной эксплуатации.

Таким образом, необходимо:

определить область нормальной эксплуатации энергоблока с тем. что-
бы эксплуатация осушествлялась в пределах, при которых поведение
барьеров будет соответствовать предположениям, принятым в анализе
проектных аварий при проектировании систем безопасности;

для всех предусмотренных в проекте исходных состояний энергоблока
так установить состояния готовности систем безопасности, чтобы обо-
рудование, необходимое для применения аварийных процедур, оказа-
лось действительно работоспособным в нужный момент;

определить все действия иа случай неготовности оборудования или
систем безопасности, срабатывание которых необходимо при данном
событии.

«Технологический регламент эксплуатации» представляет собой
сборник документов, где отражены необходимые действия, непосред-
ственно используемые во всем диапазоне нормальной эксплуатации
блока*. Строгое соблюдение регламента должно обеспечить правиль-
ное срабатывание систем, важных для безопасности, и предотвратить
серьезное повреждение активной зоны реактора в случае аварии.

Опыт эксплуатации показал, что для обеспечения безопасности в
состоянии остановленного реактора требуется четкая идентификация
оборудования, обеспечивающего безопасность.

За проверками, проведенными на этапе пуска, следуют периоди-
ческие испытания. Они позволяют убедиться, что проектные харак-
теристики оборудования и систем поддерживаются во времени над-
лежащим образом. Периодическим испытаниям должны подвергать-
ся все функции, участвующие в обеспечении безопасности. При этом
желательно, чтобы проведение этих испытаний не препятствовало
нормальной эксплуатации энергоблока. Их периодичность и крите-
рии приемлемости результатов должны обеспечивать уверенность,
что системы будут способны выполнять свои функции до следующе-
го периодического испытания.

Принцип такого подхода не отличается от принципа пусконала-
дочных испытаний. Преемственность этих двух видов испытаний
обеспечивается, если программа пусконаладочных испытаний согла-
сована с программой периодических испытаний.

Опыт эксплуатации, в частности, может показать следующее:

частота отказов, выявленная при испытаниях, равно как и часто-
та отказов, возникающих в аварийных условиях, превышают ожи-
даемые значения, в связи с чем может быть изменена периодичность
испытаний;

проведенные испытания не являются полностью представитель-
ными; в таком случае необходимо изменить процесс испытаний;

слишком частые или проводимые в чрезмерно жестких условиях
испытания могут повредить или вызвать преждевременный износ
оборудования; в таком случае программы испытаний соответствую-
щим образом изменяются;

* Обычно «Технологический регламент эксплуатации» не касается аварийных ус-
ловий работы энергоблока В аварийных условиях безопасность обеспечивается со-
блюдением специальных инструкций, причем параметры и системы, не подлежащие
управлению этими инструкциями, должны поддерживаться в заданных пределах
испытания на выносливость, проводимые на заводе-изготовителе,
ие всегда соответствуют реальным условиям эксплуатации и не учи-
тывают влияния смежного оборудования;

каждый раз, когда условия проведения периодических испыта-
ний требуют изменения состояния систем или оборудования, необ-
ходимо действовать с особой осторожностью. Действительно, с точ-
ки зрения безопасности необходимо, чтобы после испытаний иа
оборудовании тех систем безопасности, которые срабатывают толь-
ко на требование, не оставались временно установленные испыта-
тельные приспособления, способные ухудшить или даже воспрепят-
ствовать нормальной работе. На этот счет имеется печальный опыт
в развитии аварии иа ТМ1.

Важным элементом деятельности во время эксплуатации является
учет и анализ возникающих нарушений. Из многочисленных мелких
отказов элементов, обнаруживаемых персоналом, фиксируемых
в эксплуатационной документации и исправляемых, выделяется
класс более серьезных (значимых) событий, по которым исходя из
определенных критериев назначается комиссия по расследованию из
представителей эксплуатирующей организации, конструкторов, про-
ектантов в присутствии представителей регулирующего органа. Ко-
миссия анализирует причины события и предлагает меры по их пре-
дупреждению. Информация о таких событиях доводится до органи-
заций, эксплуатирующих однотипные блоки, там проводятся иссле-
дования по состоянию соответствующих элементов и принимаются
аналогичные меры по предупреждению события.

МАГАТЭ разработало особую семиуровневую шкалу инциден-
тов, о которых каждая страна обязуется сообщать в МАГАТЭ, делая
тем самым достоянием мировой общественности информации о со-
бытиях на АС мира:

1-й и 2-й уровни — отсутствие каких-либо радиационных послед-
ствий (обусловлены нарушением систем и элементов, нейтрализо-
ванных системами безопасности);

3-й уровень — незначительные выбросы;

4-й уровень — с выбросами, когда доза иа местности ниже значе-
ний для проектной аварии;
5-й уровень — авария с возможным риском для населения, когда
может быть частичное применение плана по защите населения;

6-й уровень — серьезная авария с реализацией планов по защите
населения;

7-й уровень — крупная авария (типа Чернобыльской), для ликви-
дации последствий которой требуется привлечение общенациональ-
ных усилий.

11.3.	Снятие энергоблока с эксплуатации

Снятие с эксплуатации (СЭ) энергоблока (ЭБ) атомных электро-
станций — неизбежная стадия после окончания проектного срока
службы ЭБ (или в силу определенных причин до истечения проект-
ного срока службы). Во всем мире до 2020 г. будет снято с эксплуата-
ции несколько сот ЭБ (из них в России около 30). Данная проблема
имеет глобальный характер (по географии) и затрагивает интересы
государств как с точки зрения обеспечения безопасности населения,
так н финансового обеспечения этого процесса, не говоря уже о зада-
че замещения электромощностей. Например, для объединенной энер-
госистемы северо-запада России вклад АС в общую выработку элек-
троэнергии составляет 47,8 %.

На ЭБ АС за время эксплуатации (примерно 30 лет) накапливает-
ся значительное количество радиоактивных материалов, которые
при демонтаже радиоактивного оборудования и защитно-строитель-
ных конструкций, превращаются в радиоактивные отходы (РАО) ак-
тивностью в миллионы кюрн (без активности отработавшего ядер-
ного топлива, которое должно быть вывезено с ЭБ) и массой в де-
сятки—сотни тысяч тонн.

Все эти источники радиоактивности во время эксплуатации нахо-
дятся за защитными барьерами безопасности (герметичное оборудо-
вание первого контура, герметичные локализующие устройства).

При СЭ происходит разрушение защитных барьеров. Высвобож-
дающиеся радиоактивные вещества могут находиться в виде твер-
дых, жидких и радиоактивных отходов. Без принятия соответствую-
щих мер безопасности этот процесс может привести к облучению
персонала, проводящего демонтаж радиоактивного оборудования и
защити о-строительных конструкций, а также к выходу радиоактив-
Таблица Hl

Ориентировочные объемы демонтажных работ на один ЭБ АЭС

Показатель	АС с ВВЭР-440	АС с ВВЭР-1000	АС с РБМК-1000
1. Железобетонные конструк- ции, тыс. м3, в том числе'	98—102	155—160	189—192
монолитные	60	125	140
сборные	38—42	30—35	49—52
2. Стальные конструкции, тыс. г	17—20	47—50	90—95
3. Оборудование и трубопрово- ды, тыс. т	15	37,5	49
4. Металл для выполнения спе- циальных облицовок помеще- ний и емкостей, тыс т	2,4	4.0	5,25

иых продуктов за пределы АС с нежелательными последствиями для
населения и природной среды.

Для иллюстрации видов и количества отходов при СЭ в табл. 11.1
приведены данные для первой очереди АЭС «Норд» (ЭБ с ВВЭР-440 и
ВВЭР-1000), полученные на основании выполненного проекта СЭ этой
станции, предусматривающего сохранение части вспомогательных зда-
ний и сооружений, а также рассчитанные данные для РБМК-1000.

Масса РАО, образующихся при СЭ, составляет приблизительно
6—8 % общего количества отходов. Это приблизительно соответст-
вует массе оборудования первого контура и внутренних слоев акти-
вированного бетона шахты реактора.

После штатной и, если необходимо, более тщательной дезактива-
ции оборудования и систем 4—6 % отходов может быть переведено в
разряд повторного (ограниченного или неограниченного) использо-
вания. Оставшиеся (примерно 2 %) РАО имеют активационное про-
исхождение (элементы ВКУ и корпуса реактора, внутренних слоев
бетона шахты) и подлежат захоронению. Изменение активности ос-
новных внутрикорпусных устройств для реактора ВВЭР-440 после
30 лет эксплуатации приведено иа рис. 11.1.
Pile. 11.1. Изменение удельной радиоактивности конструкционных элементов
реактора но времени

ВВЭР-440. Гэ ~ 30 лет — время эксплуатации, ТРО — твердые радиоактивные

отходы
Глаза 12. УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЯМИ

Нормативный документ [5] так определяет это понятие: управле-
ние аварией — действия, направленные на предотвращение раз-
вития проектных аварий в запроектные и на ослабление послед-
ствий запроектных аварий.

Таким образом, видим две поставленные задачи:

Контроль над протеканием проектной аварии (т.е. аварией, кслорая
благодаря принятым в проекте системам безопасности должны при-
вести к заданным безопасным состояниям).

Ослабление последствий вышедшей из-под запланированного проте-
кания проектной аварии, перешедшей в запроектную.

Необходимо признать, что это ие совсем полный список дейст-
вий, подпадающих под термин «управление авариями)). Это понятие
должно включать и аварии, заведомо относимые к запроектным (раз-
рыв корпуса, внешние события, не регламентированный отказ систем
безопасности и т.п.).

Существуют два подхода к планированию действий на случай не-
обходимости управлением тяжелыми (запроектными) авариями:

1)	по событиям (произошедшим);

2)	по состояниям (на текущий момент времени).

Процедуры, соответствующие первому случаю, не могут охватить
все возможные сочетания событий, состоящих из иаложеиия отказов
или одновременных или последовательных человеческих ошибок:

ошибка в определении исходного состояния с выбором неподхо-
дящей процедуры управления;

неправильное применение процедуры;

наложение аварийных ситуаций;

полный отказ какой-либо многоканальной системы безопасно-
сти и т.д.

Кроме того, увеличение количества предварительно изученных
последовательностей аварийных событий привело бы к соответст-
вующему увеличению числа процедур, вследствие чего диагностиро-
вание ситуации, а следовательно, и выбор правильной тактики управ-
ления аварией, стали бы практически невозможными.

Действительно, если число аварийных последовательностей беско-
нечно, то возможные состояния (подход по состояниям) реакторной
установки — условия управления реактивностью, расхолаживание и
удержание радиоактивности, достаточно легко поддаются анализу.

Для развития подходов по состояниям требуется:

составить исчерпывающий перечень всех возможных состояний рас-
холаживания ядерной паропроизводящей установки с определением
их стабильных или неустойчивых областей работы;

описать эти состояния посредством измеряемых физических величин;
определить для каждого состояния иаилучшие корректирующие или
восстановительные действия;

основываясь иа анализе результатов предыдущих этапов, провести
разбивку состояний по труппам в зависимости от требуемых для этих
состояний действий;

определить перечень измеряемых физических параметров и способ об-
работки и представления данных, которыми необходимо располагать
на БЩУ для проведения анализа данного состояния реакторной уста-
новки и для наблюдения за эффективностью проводимых дейстаий.

Для реализации подхода по состояниям необходимо располагать
большим объемом информации, а также мощной системой контроля
и диагностики на АС, позволяющей четко определять «местонахож-
дение» АС в пространстве многочисленных состояний для принятия
действий по приходу в безопасное состояние.
Глава 13. ОБРАЩЕНИЕ И ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО
ТОПЛИВА И РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Неизбежный продукт эксплуатации АС — отработавшее ядерное
топливо (ОЯТ), выгружаемое из активной зоны и содержащее радио-
активные продукты, сравнимое с вложениями в активной зоне при
работе реактора. Еще один объективный фактор — это РАО, которые
появляются в результате утечек радиоактивных продуктов через
барьеры, ограничивающие технологические объемы (неизбежные
утечки), а также ремонтные и профилактические работы. Несмотря
иа существенно меньшие количества таких радиоактивных продук-
тов, чем в активной зоне, их распространенность и меньшая защи-
щенность требует значительного внимания и часто из-за возникаю-
щих неполадок служат предметом первоочередных забот.

13.1. Проблема хранения отработавшего топлива

Сейчас в мире имеются два направления в обращении с ОЯТ:
переработка ОЯТ на радиохимических заводах с выделением невыгорев-
шего урана, образовавшихся изотопов плутония и продуктов деления;

создание долговременных хранилищ для хранения ОЯТ в иеперерабо-
таниом виде в специальных контейнерах или упаковках.

Обращение с ОЯТ реакторов ВВЭР-440. Мощность имеющего-
ся в России завода РТ по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-440 по-
зволяет полностью обеспечить переработку ОЯТ отечественных и за-
рубежных АС с реакторами ВВЭР-440.

Основное отличие завода РТ от аналогичных зарубежных заводов
заключается в аппаратурном оформлении головных операций пере-
работки ОЯТ. Для таких операций предприятиями отрасли разработа-
но и изготовлено уникальное оборудование, отличающееся большей
надежностью н большим ресурсом работы по сравнению с аналогич-
ным оборудованием зарубежных заводов.
Конечным продуктом завода по линии плутония считается диок-
сид плутония, направляемый иа хранение, а по линии урана — гекса-
гидрата у ранил нитрата с содержанием 235 U от 2 до 2,4 %. Дообогаше-
ние урана от переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-440 происходит за
счет подмешивания высокообогащенного урана, получаемого при пе-
реработке ОЯТ судовых и ледокольных установок, реакторов БН-350
и БН-600. Полученный продукт поступает на предприятия отрасли и
используется для получения ядериого топлива для реакторов РБМК.

Обращение с ОЯТ реактора ВВЭР-1000. Сборки ВВЭР-1000 не
могут быть переработаны на заводе РТ из-за значительных отличий
от сборок реакторов ВВЭР-440 по массогабаритиым характеристи-
кам и содержанию делящихся материалов. Было принято решение о
строительстве вблизи г. Красноярска завода РТ-2 для переработки
ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, где с 1985 г. функционирует комплекс
хранилища ОЯТ с реакторов ВВЭР-1000.

Начатое в середине 1984 г. строительство перерабатывающего
комплекса завода РТ-2 в 1989 г. приостаиовлено.

В соответствии с проектом конечной продукцией завода станут
таблетки из диоксида урана, направляемые на завод по изготовлению
сборок для реактора ВВЭР-1000, и порошок оксида плутония, ис-
пользуемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топ-
лива для реакторов ВВЭР-1000.

На АС с реакторами ВВЭР-1000 предусматриваются промежуточ-
ные хранилища ОЯТ в оборотных транспортных контейнерах. Отрабо-
тавшее топливо после выдержки в приреакторном хранилище в тече-
ние трех лет в период плановой ежегодной остановки реактора загру-
жается в оборотные контейнеры, которые подаются в здание промежу-
точного контейнерного хранилища на АС. Принято, что каждая АС бу-
дет иметь комплект контейнеров для размещения топлива, выгружен-
ного из одного реактора при плановой перегрузке топлива. В настоя-
щее время для ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 используются контейнеры
ТК-13, вмещающие до 12 отработавших ТВС.

До пуска в эксплуатацию завода РТ-2 хранилище Горно-химиче-
ского комбината выполняет функции регионального хранилища и
служит для накопления ОЯТ. После пуска в эксплуатацию завода
РТ-2 оно будет выполнять функцию буферного хранилища.
В соответствии с темпом поступления ОЯТ от АС, введенных и
вводимых в строй до 2010 г., существующее хранилище на ГХК пла-
нируется целиком заполнить к 2015 г. и ввести радиохимическую
переработку ОЯТ.

Обращение с ОЯТ реакторов РБМК. Пристанционные хранили-
ща для хранения ОЯТ реакторов РБМК (ХОЯТ-1) будут состоять из
двух очередей. Первая предиазначена для хранения неразделенных
кассет. В состав второй войдут защитная камера для разделки кассет
на пучки твэлов (ПТ) и отсек хранения чехлов с этим пучком.

Суммарная емкость приреакториых и пристанционных хранилищ
АЭС с реакторами РБМК, размещаемых на территории Российской
Федерации, приведена в табл. 13.1. Проектный срок заполнения при-
станционных хранилищ Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС
приближается.

Согласно табл. 13.1, ии на одной из АЭС нет достаточного числа
мест для размещения и длительного хранения всего количества ОЯТ
за срок службы с учетом снятия энергоблоков с эксплуатации, когда
все кассеты необходимо удалить из энергоблоков.

В настоящее время для АЭС с реакторами РБМК-1000 прорабаты-
вается вопрос о размещении на их территории долговременных хра-
нилищ ХОЯТ-2 с защитной камерой для разделки ТВС на ПТ и уста-
новки их в многоместные пеналы. ХОЯТ-2 предназначены для долго-
временного (до 40 лет) хранения всего ОЯТ энергоблоков за весь срок
эксплуатации АЭС. Хранение топлива осуществляется в железобетон-
ном массиве в специальных гнездах, где размещаются упаковки
с ОЯТ. После длительной выдержки в ХОЯТ-2 предполагается, что
ОЯТ может транспортироваться на объект для размещения его в гео-
логических формациях.

Состояние с хранением отработавшего топлива иа реакторах типа
ВВЭР, БН и АМ Б отражено в табл. 13.2.

Таблица 13 /

Хранение ОЯТ с реакторами РБМК

АЭС с реакто- рами РБМК	Число энерго- блоков	Количество выгружае- мого ОЯТ за 30 лет эксплуатации, кассета	Суммарная емкость существующих храни- лищ при АЭС, кассета	Срок запо.ь нения храни- лищ, год
Ленинградская	4	62 100	41 400	2000
Смоленская	3	47 000	453 000	2010
Курская	5	77 200	75 500	2003
Таблица 13.2

Количество отработавшего ядерного топлива на АЭС России
с реакторами типа ВВЭР, БН, АМБ (данные на 1995 г.)

Наименование АЭС	Количество ОЯТ, т	Активность, ГКи
Нововоронежская	204	0,16
Калининская	209	0,167
Кольская	137	0,11
Балаковская	277	0,22
Белоярская	250	0,29
Билибинская (АМБ)	104	0,218
Итого:	1181	1,165

13.2. Проблемы обращения с радиоактивными отходами

Реализацию многобарьерной концепции защиты окружающей
среды при обращении с жидкими и твердыми РАО намечено осуще-
ствлять в несколько этапов:

Первый этап. Кондиционирование отходов. Предусматри-
вает сбор, сортировку и перевод жидких и твердых отходов в форму,
пригодную для хранения, транспортировки и захоронения. Конди-
ционирование отходов:

жидких:

концентрирование,

отверждение концентратов,

размещение отходов в бочки, контейнеры или другие специ-
альные емкости;

твердых.

сжигание,

прессование,

дезактивация,

нанесение защитных покрытий,

упаковка в контейнеры или другую тару.

Впюрой этап. Временное хранение кондиционированных от-
ходов. Может быть обусловлено необходимостью снижения радиоак-
гибкости отходов, но основная причина (и это характерно для большин-
ства стран) в отсутствии региональных могильников для захоронения.

Третий этап. Транспортирование. Обязательный элемент в
схеме обращения с РАО при условии создания региональных мо-
гильников.

Четвертый этап. Захоронение радиоактивных отхо-
дов. Предназначено для окончательного удаления отходов из сферы
деятельности человека.

В зависимости от уровня радиоактивности, наличия долгоживу-
щих или короткоживущих радионуклидов захоронение может осуще-
ствляться в приповерхностные, слабо заглубленные могильники и
глубокие геологические формации. Могильники могут размещаться
как на территории предприятий (при наличии благоприятных геоло-
гических условий), так и на специально выбранных площадках.

В соответствии с действующим законодательством в области охра-
ны окружающей среды проекты по всем этапам обращения с РАО в
обязательном порядке должны содержать разделы об оценке влияния
предлагаемых технических решений на окружающую среду с обосно-
ванием их безопасности (оценка риска). Принимаемые решения долж-
ны выбираться иа основании сравнений альтернативных вариантов.

Обращение с РАО АЭС. Спецификой РАО АС является непосто-
янство состава и количества даже для станций с однотипными энер-
гоблоками. Это необходимо учитывать при разработке технологий и
оборудования для переработки, упаковки, транспортирования и захо-
ронения отходов.

Анализ существующей практики с РАО на АС показывает, что на
всех станциях используется упарка жидких отходов с доочисткой
конденсата на ионообменных фильтрах. Кубовый остаток хранится в
специальных емкостях. На отдельных станциях эксплуатируются ус-
тановки отверждения кубового остатка с получением солевого спла-
ва и битумного компаунда. В основном, твердые РАО хранятся в бе-
тонных отсеках без переработки и, как правило, без упаковки. На не-
которых АС используются установки сжигания горючих твердых
РАО. Разработка невозвратных защитных контейнеров из композици-
онных материалов на основе бетона, предназначенных для упаковки
и хранения РАО на территории АС, для транспортирования и захоро-
нения в региональных могильниках, а также разработка траиспорт-
ных оборотных контейнеров находятся в стадии усовершенствования
и разработки. Для ряда АС ведется проектирование установок по от-
верждению кубовых остатков, сжиганию и прессованию твердых от-
ходов, предусматривающих упаковку переработанных отходов в ме-
таллические бочки и бетонные контейнеры. Для хранения упаковок с
отходами проектируются специальные хранилища, размещаемые на
территории станции.

В области захоронения кондиционированных отходов проводятся
технико-экономические исследования целесообразности и экономи-
ческой эффективности создания региональных могильников РАО АС.
Разрабатываются конструкции могильников приповерхностного и
подземного типов с учетом специфики возможного их размещения.

13.3. Вопросы безопасности и международное регулирование

Данные предыдущих разделов показывают, какие значительные
количества радиоактивных продуктов сосредоточиваются в хранили-
щах отработавшего топлива и хранилищах высоких радиоактивных
отходов, если отработавшее топливо подлежит переработке. Они по
короткоживущим отходам уступают АС, но представляют собой ин-
тегральное накопление от всей работы ядерной энергетики по долго-
живущим нуклидам («ахиллесова пята» атомной энергетики).

Для хранилищ отработавшего топлива есть две проблемы обеспе-
чения их безопасного хранения:

поддержание подкритичности в местах их массового хранения;

обеспечение надлежащего теплоотвода и водно-химического или газо-
химического режима с наружной стороны оболочек твэлов. поскольку
оболочки представляют собой основной барьер на пути выхода радио-
активных продуктов наружу.

Поддержание подкритичности — вопрос не праздный, так как из-
за экономических соображений имеется стремление сделать храни-
лища более компактными. Это приводит к возрастанию критичности
и увеличению объемного энерговыделения и требует использования
теплоносителя. Выход:

борирование охлаждаемой воды;

использование дополнительных чехлов из бористой стали;
строгий контроль водно-химического режима.
В настоящее время хранение высокорадиоактивных отходов —
наибольшая проблема на пути развития ядерной энергетики. Исполь-
зуемое в России подземное захоронение ие может дать абсолютных
гарантий безопасности на сотни лет.

Международная обществеиность выражает беспокойство от обра-
щения и хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов
не только для отдельной страны, но и всего мирового сообщества.
Подготовленная МАГАТЭ соответствующая конвенция [14], подпи-
санная ведущими странами, определяет набор требований по мето-
дам и установкам для хранения РАО, выбору площади, оценки безо-
пасности таких установок. Разработана процедура международного
контроля в виде представления государствами докладов о соответст-
вующей деятельности и рассмотрение их иа периодических между-
народных совещаниях.
Глава 14. НОРМЫ И ПРАВИЛА РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ

14.1.	Закон о радиационной безопасности населения

Закон РФ о радиационной безопасности населения как основа для
обеспечения защиты здоровья населения и персонала от действия из-
лучения, принятый в январе 1996 г., закрепил основные положения
взаимоотношения физических и юридических лиц в обеспечении ра-
диационной безопасности населения [15].

Под радиационной безопасностью населения закон подразумевает
«состояние защищенности настоящего и будущего поколения людей
от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения».

Закон создавался по времени параллельно с Законом об использова-
нии атомной энергии, но, к сожалению, разными специалистами, исто-
рически вкладывающими в понятие «радиационная безопасность» раз-
ные области применения и разные способы достижения поставленных
целей. Раньше уже говорилось о двойственном толковании этого тер-
мина. Не следует думать, что это только специфика нашей страны.
В значительной степени это есть отражение исторически сложившего-
ся мировоззрения специалистов Международной комиссии по радиа-
ционной защите (МКРЗ), соответствующих национальных структур по
радиационной безопасности (НКРЗ — Национальных комиссий по ра-
диационной защите), МАГАТЭ, национальных регулирующих органов
по обеспечению безопасности ядерных установок.

Суть возникшей и продолжающейся дискуссии между этими дву-
мя направлениями деятельности в международном и национальных
масштабах, что важнее — назначить нормы (пределы) допустимого
воздействия излучения на организм или определить способы предот-
вращения и защиты от излучения. Важно и то и другое.
Закон о радиационной безопасности РФ закрепил юридически
многие важные моменты:

принципы обеспечения радиационной безопасности с точки зрения
Минздрава России;

полномочия государства и его субъектов в области обеспечения радиа-
ционной безопасности:

государственное нормирование;

лицензирование деятельности в области обращения с радиоактивными
источниками;

контроль за обеспечением радиационной безопасности;

обеспечение радиационной безопасности при:

воздействии природных радионуклидов;

производстве пищевых продуктов н при потреблении питьевой
воды;

обеспечение безопасности граждан в следующих случаях:

проведение медицинских рентгеноскопических процедур;
радиационная авария;

планируемое повышение облучения граждан, привлекаемых для лик-
видации последствий радиационной аварии;

права и обязанности граждан и общественных объединений в области
обеспечения радиационной безопасности;

права граждан иа получение информации;

права граждан на возмещение вреда их жизни и здоровью в результате
облучения;

ответственность за невыполнение требований по обеспечению радиа-
ционной безопасности.

14.2.	Основные принципы и мероприятия обеспечения
радиационной безопасности

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности:
нормирования — непревышение допустимых пределов индивидуаль-
ных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего из-
лучения;

обоснования — запрещение всех видов деятельности по использова-
нию источников ионизирующего излучения, при которых полученная
для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда,
причиненного дополнительным к естественному радиационному фону
облучением;

оптимизации — поддержание иа возможно низком и достижимом
уровне с учетом экономических и социальных факторов нидивидуаль-
них доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любо-
го источника ионизирующего излучения.

При радиационной аварии система радиационной безопасности
населения основывается наследующих принципах:

предполагаемые мероприятия по ликвидации последствий радиацион-
ной аварии должны приносить больше пользы, чем вреда;

виды н масштаб деятельности по ликвидации последствий радиацион-
ной аварии должны быть реализованы таким образом, чтобы польза от
снижения дозы ионизирующего излучения, за исключением вреда,
причиненного указанной деятельностью, была максимальной.

Радиационная безопасность обеспечивается:

проведением комплекса мер правового, организационного, инженер-
но-технического, санитарно-гигиенического, медико-профилактиче-
ского, воспитательного и образовательного характера;

осуществлением органами государственной власти РФ, органами госу-
дарственной власти субъектов РФ. органами местного самоуправле-
ния. общественными объединениями, другими юридическими лицами
и гражданами мероприятий по соблюдению правил, норм и нормати-
вов в области радиационной безопасности:

информированием населения о радиационной обстановке и мерах по
обеспечению радиационной безопасности;

обучением населения в области обеспечения радиационной безопас-
ности.

14.3.	Нормы радиационной безопасности при нормальной
эксплуатации АС

Документом, регламентирующим практическую защиту человека
от всех видов ионизирующего излучения и условий его воздействия,
является «Нормы радиационной безопасности» [16] Последней ре-
дакции этого документа предшествовало несколько редакций. Если
анализировать многолетнюю динамику требований, то видна ярко
выраженная тенденция к уменьшению допустимых пределов доз. За
последние 50—60 лет они снизились в 10—20 раз.

Открытым для дискуссии и в настоящее время является вопрос
о пороговом или беспороговом влиянии облучения на организм чело-
века, т.е. следует или иет учитывать бесконечно малые дозы, особен-
но при облучении больших популяций (рис. 14.1).
рнс. 14.1. Схематическое изображение
пороговой и беспороговой концепций
воздействия излучения (эффект) от
дозы в области малых значений дозы

Практически без назначения
порога невозможно построить
замкнутую систему защитных ме-
роприятий от облучения, посколь-
ку малые величины доз при боль-
шом числе облучаемых лиц дают
заметную величину в коллектив-
ной дозе. Поэтому в НРБ-96 есть

указания, какие источники излу-

чения освобождаются от регламентации (доза меньше 1 мкЗв/ч на
расстоянии 0,1 м от поверхности, генераторы с энергией меньше
5 кэВ, источник с удельной или суммарной активностью меньше за-
данной в таблицах П-4 НРБ-96, эффективная годовая доза не более
10 мкЗв, коллективная годовая доза не более 1 чел.-Зв и др.).

Для расчета вероятностных потерь и обоснования расходов на ра-

диационную защиту при реализации принципа оптимизации прини-
мается, что эффективная коллективная доза облучения в 1 чел.-Зв
приводит к потере 1 чел.-года жизни населения.

В области малых доз (менее 0,5 Зв) индивидуальный и коллектив-
ный риск возникновения стохастических эффектов определяется со-
ответственно:

r=p(£)r££; R = p(SE)rESE,

где г, R — индивидуальный и коллективный риски; Е, SE — индивиду-
альная и коллективная эффективные дозы; р(£), p(SE)— вероятность
событий, создающих дозы Е и SE; гЕ— коэффициент риска от смертель-
ного рака, серьезных наследственных эффектов и не смертельного рака
(приведенного по вредности к последствиям от смертельного рака).

Коэффициент риска г, 1/чел.-Зв:

Профессиональное облучение.	....5,6*10 1

Население .	. .	...	.... 7,3 • 10“2

Предел индивидуального риска, за год:

Техногенное облучение лиц из персонала....1,0 • 10“ 3

Население.................................5,0*	10“5
Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации рис-
ка и область, безусловно, приемлемого риска и составляет 10 6 за год.

Потенциально облучаемые лица согласно НРБ-96 делятся на две
категории:

персонал (группа А — люди в снлу своей производственной деятель-
ности занятые с источниками ионизирующего излучения, группа Б —
находящиеся по условиям работы в сфере действия источника);
население.

Для категории облучаемых лиц устанавливаются три класса нор-
мативов (дозовые, допустимые и контрольные уровни). Основные
пределы доз приведены в табл. 14.1 [16].

Отметим, что указанные в табл. 14.1 пределы доз не включают
дозы от природных (фон) и медицинских источников ионизирующе-
го изучения и дозы вследствие аварии.

Поскольку сам факт замера полученной дозы весьма проблемати-
чен, вводят допустимые уровни потенциального воздействия того
или иного нуклида через величины, которые легче поддаются кон-
тролю и измерению и являются производными от основных дозовых
пределов. Такими величинами могут быть:

пределы годовых поступлений радиоактивных продуктов в орга-
низм;

объемные и удельные активности;

поверхностное загрязнение и т.п.

Таблица 14 1

Основные пределы доз [16]

Нормируемая величина	Дозовый предел	
	лица из персонала’ группа А; (мЗв/год)/(бэр/год)	население  (мЗв/год) /(бэр/год)
Эффективная доза	20/2 в год в среднем залюбые	1/0,1 в год в среднем за лю-
	последовательные 5 лет, но	бые последовательные 5 лет,
Эквивалентная доза за год.	не более 50/5 в год	но не более 5/0,5 в год
в хрусталике	150/15	15/1,5
коже2	500/50	50/5
кистях и стопах	500/50	50/5

*Дозы облучения как и все остальные допустимые производные уровни для персо-
нала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А.

2 Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровом слоем
толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя — 40 мг/см2.
Подобные величины табулированы в нормативных документах и
считаются величинами для практического использования.

На практике, кроме того, используются контрольные уровни (до-
зы, уровни), устанавливаемые в определенных точках, где они могут
быть легко фиксированы и гарантируют величину реальных доз ни-
же допустимых.

Указанные в табл. 14.1 значения вступают в действие с 2000 г.
До 2000 г. действуют значения НРБ-76/87, которые в 2—5 раз выше.
Переход на эти более жесткие нормативы потребуют значительных
усилий служб радиационной зашиты во всех отраслях использования
атомной энергии

14.4.	Требования по ограничению облучения населения
в условиях радиационной аварии

В случае возникновения аварии должны быть приняты практиче-
ские меры для сведения к минимуму доз облучения, количества облу-
ченных лиц, степени радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Однако следует помнить, что защитные мероприятия связаны
с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйст-
венного и социального функционирования территории, т.е. представ-
ляют собой вмешательство, влекущее за собой не только экономиче-
ский ущерб, но и неблагоприятные воздействия на здоровье и психи-
ку населения. Поэтому необходим взвешенный и желательно опти-
мизационный подход к мерам по защите населения в случае аварии.

Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной
радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории
проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, ослабляе-
мой защитными мероприятиями, с уровнями А и Б, приведенными
в табл. 14.2—14.4 [16].

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприя-
тием, не превосходит предела уровня А, нет необходимости выпол-
нять меры защиты, связанные с нарушением нормальной жизнедея-
тельности населения и хозяйственного и социального функциониро-
вания территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение пре-
восходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполне-
Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной
ситуации

Мера защиты	Прогнозируемая доза за первые 10 суток, мЗв/бэр			
	на все тело		щитовидная железа, легкие, кожа	
	Уровень А	Уровень Б	Уровень А	| Уровень Б
Укрытие  Йодная профилактика:	5(0,5)	50(5)	50(5)	500(50)
взрослые		—	250 ‘ (25)	2500*(250)
дети	—	—	1001(10)	1000*(100)
Эвакуация 2	50(5)	500(50)	500(50)	5000(500)

•Только для шитовидной железы.

2 В [17] для детей и беременных женщин эти величины в 2—5 раз меньше на ран-
ней фазе развития аварии.

Таблица 14 3

Критерии для принятия решении об отселении и ограничении потребления за-
грязненных пищевых продуктов |9], [16], [17]

Мера защиты	Предотвращаемая эффективная доза, мЗв/бэр
	Уровень А	|	Уровень Б
Ограничение потребления: загрязненных продуктов питания  питьевой воды  Отселение	5 (0,5) за первый год	50 (5) за первый год  1 (0,1) за год в последую- 10 (1) за год в последую- щие годы	щне годы  50 (5) за первый год	500 (50) за первый год  1000(100) за все время отселения

Таблица 14.4

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных про-
дуктов литания в первый год поеле возникновения аварии [16]

Радионуклид	Содержание радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг	
	Уровень А	Уровень Б
Йод-131, Цезий-134. 137	1	3
Стронций-90	0,1	0,3
нии мер защиты принимается по принципам обоснования и оптими-
зации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприя-
тием, достигает и превосходит предел Б, необходимо выполнять со-
ответствующие меры защиты, даже если они связаны с нарушением
нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и соци-
ального функционирования территории.

14.5.	Критерии обеспечения радиационной
безопасности для АС

Напомним, что требования НРБ-96 [16] относятся к интегрально-
му воздействию всех источников ионизирующего излучения.

Для АС установлены определенные квоты на облучение населения
при нормальной эксплуатации и поставлены требования к облучению
населения и территории при проектных и запроектных авариях [17].

Руководствуются следующими критериями:

при нормальной эксплуатации и снятии с эксплуатации АС годовые
пределы дозы облучения населения от выбросов и сбросов радиоак-
тивных продуктов в зоне наблюдения АС не должны превышать 5 %
установленных НРБ-76/87 дозовых пределов для ограниченной части
лиц из населения (критической группы), табл. 14.5;

при переходе в 2000 г. на НРБ-96 абсолютные значения должны суще-
ственно уменьшиться:

при проектных авариях на АС ожидаемые дозы облучения населения на
границе саннтарно-защитной зоны не должны приводить к дозовым об-
лучениям населения, требующим принятия обязательных мер по защите.

Таблица 14 5

Годовые пределы облучения критической группы населения, вблизи АС', мЗв (мбэр)

Источник радиационного воздействия

Газоаэрозольные выбросы

Газоаэрозольные вещества с жидкими сбросами (воз-
действие njwi всех видах недоиспользования: рыболо-
водство, рыборазведение, орошение, питьевое водо-
снабжение)

Группа критических органов

1	| И | Ш

0.2(20)	0.6(60) 1.2(120)

0,05(5) 0,15(15) 0,30(30)

Теплоснабжение (для ACT)

0,01 (1)
Критерии для принятия решении на ранней фазе развития аварии [9}				
Защитная мера	Дозовый критерий (доза,, прогнозируемая за первые 10 суток), мЗв(бэр)			
	Все тело		Отдельные органы	
	нижний уро- вень	верхний уро- вень	нижний уро- вень	верхний уро- вень
Укрытие, защита орга- нов дыхания и кожных покровов  Йодная профилактика:	5(0,5)	50(5)	50(5)	500 (5)
взрослые	—	—	50(5)	500(50)*
дети, беременные женщины  Эвакуация:	—	—	50(5)	250 (25)1
взрослые	50(5)	500(50)	500 (50)	5000(500)
дети, беременные женщины  1 Только для щитов	10(1)  иднон железы.	50(5)	200(20)1	500 (50)1

Критерии для принятия решений на ранней фазе развития аварии
согласно [9] приведены в табл. 14.6. Верхний уровень подразумевает
обязательное принятие решения, значения между верхним и нижиим
уровнем допускают оптимизацию мероприятий с учетом критериев
польза—выгода.
Глава 15. ВЫХОД И РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ
ПРОДУКТОВ

15.1.	Количество, состав и свойства радиоактивных продуктов
а реакторе

Во время работы на мощности в активной зоне реактора образуют-
ся и распадаются продукты деления: 1 Вт тепловой мощности соответ-
ствует приблизительно 3 • 1010дел/с. Для АС с электрической мощно-
стью 1000 МВт (э) тепловая мощность составит около 3000 МВт (т)
или Ю20дел/с. Поскольку в каждом акте деления образуются два ра-
диоактивных осколка, имеем скорость образования всех радионукли-
дов Q примерно 2  1О20 1/с. Для f-го радионуклида

Qi = ^Q>

где Е(- — доля образования f-го нуклида в процессе деления (норми-
рованном на1).

Количество ядер Z-го нуклида С, к моменту времени t после нача-
ла работы реактора определится соотношением

где X, — постоянная распада Z-го нуклида.

В равновесном состоянии (Z —* со; X?» 1)

Активность в результате распада /-го нуклида составит

Л,- =СД

т.е. равна скорости образования /-го нуклида.
Полная активность нуклидов в активной зоне в равновесном со-
стоянии*

А =	= 6“ 1020Бк = 3-ю’ки.

t

Напомним, что 1 Ки = 3,7  1010Бк.

Можно рассматривать нуклиды со всеми постоянными времени
распада (от долей секуид до десятков лет). Количество нуклидов с
постоянной времени распада более 10 с составляет порядка 100. Ис-
пользуемая на практике сумма вложенной в активную зону активно-
сти обычно принимается в диапазоне 108—109 Ки, что зависит на-
сколько в решаемой задаче есть необходимость учитывать коротко-
живущие нуклиды. В реально просматриваемых сценариях развития
аварии время возможного выхода радиоактивных продуктов за пре-
делы АС находится в пределах десятка минут и нескольких часов (за
исключением аварии со взрывом типа Чернобыльской), когда значи-
тельную часть короткоживущих нуклидов успеет распасться. Коли-
чество значимых нуклидов может сократиться до 10—20 позиций.

Доля нуклидов ez, образующиеся в процессе деления, и постоян-
ные распада Xf- изложены во многих литературных источниках, в ча-
стности, [5].

Следует иметь в виду различие в физико-химических свойствах
высвобождающихся нуклидов, поскольку от этого зависит их распро-
странение и задержка в помещениях АС, на окружающей местности,
а также воздействие иа человека.

Можно выделить три группы нуклидов:

1.	Благородные радиоактивные газы (БРГ-Кг, Хе и др.). Доля вы-
хода около 20 %.

Характерные свойства:

химически инертные вещества, не связываемые другими веществами в
помещениях АС и иа местности;

ие оседающие иа местности;

в основном короткоживущие (примерно 10 дней).

2.	Йоды (I131; I133; I135 и некоторые сходные элементы). Доля
около 10%.

Характерные свойства:

химически активные элементы;

различные формы существования (йод атомарный, молекулярный, ор-
ганический и др.);

♦ Дальнейшие выкладки приведены в Кюри (Ки).
сильные воздействия на щитовидную железу человека;
в основном короткоживущие (примерно 10 дней).

3.	Тугоплавкие элементы (Sr, Ва и др.).

Характерные свойства:

долгожнвушие (десятки лет);

являются основным источником загрязнения поверхности;

хорошо «усваиваются» организмом человека через пищевые цепочки.

15.2.	Распространение радиоактивных продуктов
через барьеры

Между местом образования радиоактивных продуктов в сердеч-
никах твэл и возможным их выходом за пределы АС имеются, как
уже отмечено выше, физические барьеры, препятствующие их выхо-
ду на окружающую территорию. Это матрица твэл, т.е. вид топлива,
оболочка твэл, граница первого контура, локализующие системы
(контайнмент). Удерживающие свойства каждого из барьеров зави-
сят от конструктивных характеристик барьера; условий, в которых
оии оказываются прн авариях. Учет условий требует большой науч-
ной информации о развитии аварии, процессах взаимодействия нук-
лидов продуктов деления между собой и окружающей средой, а так-
же больших вычислительных усилий. Для проведения таких расчетов
разработаны сложные комплексные программы, требующие инфор-
мации о параметрах помещений и систем, а также научной (теорети-
ческой и экспериментальной) информации о характере физико-хими-
ческих взаимодействий продуктов деления и среды.

Сегодня трудно определить, с какой точностью мы умеем счи-
тать задерживающие свойства каждого из барьеров в разных услови-
ях их аварийного функционирования. Имеющиеся для блоков ВВЭР
расчеты, показывают, что максимальная проектная авария с разры-
вом главного циркуляционного трубопровода, при проектной работе
систем безопасности, приводящей к разгерметизациям 1 % твэл и
разрушению 0,1 % твэл с контактом теплоносителя и при неплотно-
сти защитной оболочки в несколько десятых процентов в сутки при-
водит к выходу за пределы AC 104—105 Ки (т.е. в 103—104 раз
меньше, чем было аккумулировано в твэл). При определенном со-
ставе выброс не приводит к превышению доз на местности, когда
требуются защитные мероприятия для населения. Естественно, что
Для разных по физико-химнческим свойствам группам нуклидов
степень удержания различна. На примере аварии TMI, когда разру-
Долм выхода отдельных нуклидов из топлива при тяжелых авариях

Радиоактивные газы	БРГ	Ru.Ce	J. Cs	Те	Sr
Полное расплав-	1,0	0,01	0,60	0,3	ОД
ленне топлива					
Авария наТМ1	0,8	—	0,4	—	0,02

Таблица 15.2.

Выход отдельных нуклидов за пределы АС при запроектных авариях прн различ-
ных эффективностях защитной оболочки, Ки

Характер аварии	Нуклид			
	I131	Cs134	Cs137	Sr90
Разрушение оболочки на ранней стадии аварии	10’	5-105	ю61	1,5-105
Потеря герметичности обо- лочки с утечкой 30 % в сутки	9- 105	2,5 • 104	5-Ю4	7- 103
Утечка из защитной оболоч- ки 3 % в сутки	6-Ю5	8,4- 103	4.8 - 104	6- ГО2
Фильтруемый выброс из за- щитной оболочки	З'Ю4	з-ю3	з-ю3	103

шилась активная зона за счет нарушения теплоотвода, но сохрани-
лись барьеры в виде первого контура и защитной оболочки, выход
радиоактивных продуктов за пределы АС, был незначителен и не
представлял опасности для населения.

Табл. 15.1 содержит данные по ожидаемым выходам из топлива
различных элементов при полном расплавлении топлива и значения,
полученные на основании обработки данных по аварии на TMI.
В табл. 15.2 приведены сведения о выбросах некоторых гипотетиче-
ских аварий.

15.3.	Распространение радиоактивных продуктов в атмосфере

Если имеется выход радиоактивных продуктов Q за пределы АС,
возникает естественный вопрос, какова их дальнейшая судьба и ка-
кую опасность они представляют для населения и окружающей сре-
ды? Выход радиоактивных газовых продуктов в атмосферу (через
вытяжную трубу, неплотности локализующих систем и зданий) на-
зывают выбросом, выход жидких радиоактивных продуктов через
неплотности строительных сооружений или из-за неполадок систем в
груит или водоемы —• сбросом. Здесь будем обсуждать только газо-
образные выбросы.

На рис. 15.1 и 15.2 показаны процесс распространения выброшен-
ных из трубы газов, содержащих радиоактивные продукты, а также
факторы, влияющие иа этот процесс. Происходит распространение
облака по направлению ветра с диффузионным и турбулентным раз-
мыванием облака, с вымыванием части нуклидов осадками (если они
есть) и сухим осаждением на поверхность земли.

В общем случае изменение концентрации нуклидов в зависимо-
сти от расстояния X от точки выброса, а также размывание по пер-
пендикулярным к оси X осям У и Z зависит от следующих факторов:
эффективной высоты выброса, учитывающей реальную высоту трубы
и гравитационный подъем выходящих из трубы газов из-за разницы
температуры газов и окружающей среды (//эфф = //тр+ Д//Г.р):
скорости и направления ветра;

состояния атмосферы, характеризуемое категориями А. В. С, D, Е, F
отражающими распределение температурных градиентов в атмосфере
по высоте в момент прохождения облака. От этих категорий погоды

Рис. 15.1. Поведение радиоактивных веществ, выброшенных в атмосферу
Рис. 15.2. Схематическое изображение (а) систем координат и (б) параметров
дисперсии шлейфа с и oz

в значительной степени зависит размывание облака по осям Y и Z: при
категории А она минимальна, при категории F—максимальна;

скорости оседания радиоактивной частицы, определяемой их соста-
вом. размером и другими условиями;

рельефа местности (равнина, холмы, горы);

шероховатости (степь, лес);

продолжительности выброса;

периода полураспада нуклида.

Для возможности предсказывания радиационной обстановки в ка-
кой-то точке в момент времени после выброса, была разработана
Достаточно сложная модель на основе распределения Гаусса с уче-
том вышеперечисленных факторов, позволяющая иметь значения
концентрации нуклидов в геометрии (Л, Y, Z). Аналитические выра-
жения для такой модели можно иайти в [18].

Следует иметь в виду ограниченность применения данной модели
как по расстояниям (20—30 км), так и по продолжительности выбро-
са (он должен укладываться по времени в закладываемые данные о
погодных условиях, которые, как известно, имеют свойство быстро и
постоянно меняться).

В настоящее время разрабатываются более совершенные методы
с применением компьютеров и попыткой отслеживания меняющихся
метеорологических условий.

15.4.	Радиационное воздействие на человека в результате
прохождения радиоактивного облака

В результате прохождения радиоактивного облака возможны три
вида воздействия иа человека:

внешнее облучение от облака;

поверхностное облучение от зараженной поверхности в результа-
те оседания нуклидов;

облучение за счет попадания в организм радиоактивных продук-
тов по пищевым цепочкам (вода, потребляемые продукты).

Индивидуальная доза от проходящего облака для /-го нуклида на
оси следа прохождения облака на расстояние X от точки выброса оп-
ределяется по формуле

Я1>/х) = е/£>/С(х),

где Q t — выброс /-го нуклида, Кн; — дозовый коэффициент /-го
нуклида, бэр  м3/(Ки • с); С(х) -— коэффициент разбавления, с/м3.

Суммарная доза от всех изотопов соответственно определится

HD(x) = YQtD,cM-

i

Дозовый коэффициент D, учитывает уровень энергии н воздейст-
вие на организм человека испускаемого нуклидом излучения.
Табл. 15.3 дает представление о различии в опасности от излучения
некоторых нуклидов.
Дозовые коэффициенты ряда нуклидов на все тело и на щитовидную железу

Нуклид	85 Кг	85Кг | 8,Кг	| 87 Sr | ’»Sr | 91 Sr | 95Zr | ”Zr |»Nb |»Mo
о,’т|	5,8-ИГ 4	4,0- ИГ 2 1,9-10	1 1,9	36 0,22 2,8 0,12	1	0,16
Нуклид	"Те	,05Ru	| '“Ru | 1MTe | l»”Te
D,BT1	3,6  10"	2 '	0.21	0,51	0,025	0.71
			6.8- 10 3	1,1
Нуклид	'«Те	1 ,3'' 1	132|	|	133j	|	134]	|	135j
D?T1	0,36	0,53	0,066	0.028	0,68	0,54
ршж2	-	310	2,7	68	0.44	12

1 D® т — на «все тело».

2	D щ ж — на щитовидную железу

Рис. 15.3. Схематическое изображение
равнозагрязненностн областей

5(Км/км2) на поверхности после
прохождения облака

Радиоактивные продукты, осевшие под действием гравитационных
сил н осадков на поверхности земли, образуют области загрязнения
(см. рис. 15.3) с величиной загрязнения менее St. Нуклиды стронция Sr
и цезия Cs играют преобладающую роль; по ним обычно ведутся заме-
ры и предпринимаются соответствующие меры.
Глава 16. ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ

16.1.	Предполагаемые и реализуемые цели использования
вероятностного анализа безопасности

Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) возник на основе ра-
бот по оценке риска от АС и впервые выполнен в США группой про-
фессора Расмуссена в 1980 г. после аварии на TMI [19]. Целью этой
работы было показать, что риск для человека погибнуть от аварии на
атомной станции существенно меньше, чем пострадать от природных
явлений (молния, тайфуны, землетрясения), чрезвычайных техноген-
ных воздействий (взрыв, пожар), несчастных случаев (утонуть, по-
пасть под машину, упасть с высоты и т.п.).

Суть подхода заключается в следующем. Необходимо определить
риск от AC определяемый выражением

«ис = 2Х,е,.

i

и сравнить его с риском от других причин /?пр, причем должно вы-
полняться условие Rac « Япр. Здесь И' — вероятность возникнове-
ния аварийной ситуации i на AC; Q, — последствия от i-й ситуации.

Для первоначальных целей, поставленных Расмуссеном, послед-
ствия Q необходимо было выразить в числе пострадавших (погиб-
ших, заболевших) людей. Это, кроме анализа всех аварийных про-
цессов внутри АС, требовало рассмотрение процессов распростра-
нения радиоактивных продуктов на местности с учетом вероятности
реализации тех илн иных атмосферных условий, прогнозирование
числа пострадавших среди населения с учетом всех возможных фак-
торов радиационного воздействия и распределения населения во-
круг действующих АЭС. Решение ее дало толчок развитию ВАБ в
Других странах.
При такой постановке комплексного анализа принято разделить
ВАБ на три уровня:

1.	Вероятность плавления (повреждения) активной зоны (ВАБ 1-го
уровня).

2.	Вероятности и величины выхода радиоактивных продуктов за
пределы АС (ВАБ 2-го уровня).

3.	Вероятности и величины воздействий на население в результа-
те выхода радиоактивных продуктов (ВАБ 3-го уровня).

Хотя Расмуссен сумел показать, что риск от АС существенно
меньше, чем от других причин, т.е. RAC « Rnp (107—10~6 «
« 10-3—10"4 в год), коренного изменения отношения обществен-
ности, имеющей предубеждения против АС, не произошло.

Причины:

большие неопределенности, закладываемые в анализ, в силу не-
достаточности информации и умении все корректно моделировать;

чисто психологический момент — большинство людей не могут
представить, что значат маленькие вероятности (10 7—10 6 в год),
если на нх памяти ТМ1, Чернобыль и все другие негативные моменты
использования атомной энергии. О положительных эффектах, прино-
симых ядерной энергетикой, люди, как правило, не вспоминают.

В одно время были и есть сейчас сторонники использования ВАБ
для оценки достаточности (избыточности) мер безопасности с эконо-
мической точки зрения, принимаемых на современных АС, согласно
детерминистским требованиям. В работе [20] было показано, что дея-
тельность в этом направлении бесперспективна по двум причинам:

приходится привлекать ряд критериев, не однозначных для восприятия
общественностью и наукой (например, стоимость человеческой жизни);

если и принять определенные значения стоимости жизни человека, на
основе такого анализа можно прийти к заключению, что принимаемые
современные детерминистские требования являются избыточными и
следует их смягчить. Пользы такие заключения для дальнейшего раз-
вития АС ие приносят.

Опыт проведения ВАБ за последние 20—25 лет показал, что он
может служить подходящим инструментом для выявления наиболее
слабых мест АС и формирования мероприятий по нх устранению.
Для этих целей вполне достаточно во многих случаях обойтись ВАБ
1-го уровня, а в некоторых случаях —2-го уровня.
Хотя в ближайшем будущем ВАБ не сможет (а может быть, нико-
гда) вытеснить детерминистские требования, вероятностные крите-
рии как дополнительные ориентиры появились и играют заметную
роль в мировой и отечественной практике. Критериями ВАБ, как
правило, являются:

вероятность серьезного повреждения активной

зоны, 1/год..	. КГ4-—10"5

вероятность выхода за пределы АС радиоактивных
продуктов в количестве, требующем принятия мер
по защите населения, 1/гол .	10“^—10”?

Конструктивное применение на современном этапе результатам
ВАБ может быть также найдено прн определении объема модерниза-
ции и выдачи разрешения на эксплуатацию действующих старых
блоков, не удовлетворяющих современным детерминистским требо-
ваниям, а также при рассмотрении возможности продления срока
эксплуатации действующих блоков.

16.2.	Основные этапы методологии вероятностного
анализа безопасности

Методология вероятностного анализа безопасности состоит из
следующих этапов:

I.	Постулирование или отбор на основании анализа исходных со-
бытий аварий.

2.	Определение последовательности развития аварии (построение
«деревьев событии»).

3.	Анализ надежности систем безопасности («деревья отказов»).

4.	Сбор и обработка данных по надежности элементов и систем.

5.	Учет человеческого фактора, определяющего надежность
функционирования систем безопасности.

6.	Количественные расчеты физико-химических процессов и вы-
бранных последствий для данной аварии.

7.	Количественная оценка аварийных последовательностей.
16	.2.1. Постулирование или отбор на основании анализа исходных
событий аварии

Выбор исходных событий аварий, по которым начинается даль-
нейший анализ — один из важнейших этапов, существенно влияю-
щий на конечный результат. Здесь важна как номенклатура выбран-
ных для рассмотрения аварий, так и вероятность этого исходного со-
бытия . Вероятности — первый сомножитель в определении
конечной вероятности данной аварийной ситуации Wt в разд. 16.1.
Нахождение Jyj вносит одну из существенных неопределенностей
конечных результатов ВАБ. Имеются два пути для вычисления этих
значений: статистический и аналитический. Ограничения на ис-
пользование статистического подходы связано с достаточно малой
(или ее полным отсутствием) статистикой отказов крупного оборудо-
вания АС (корпуса реактора, трубопроводы, бассейны-барботеры).
Для более мелкого оборудования статистика отказов более заметна.
Однако вклад от таких отказов не является преобладающим в сум-
марной величине риска. Аналитические методы позволяют рассчи-
тывать вероятности отказа отдельных элементов с весьма малой ста-
тистикой или при полном ее отсутствии (механика разрушения сосу-
дов под давлением, методики надежности, байесовские методы и
т.п.), ио достоверность (точность) получаемых значений не адекватна
желаемым точностям для принятия соответствующих решений.

Так или иначе, подготовка «исходных событий» есть обширный
начальный этап всей работы, основанный на следующем:
организации сбора и обработки соответствующих данных;

оценке статистическими и аналитическими методами наиболее пред-
ставительных событий;

отборе наиболее значимых для дальнейшего рассмотрения событий
путем экспертной оценки их значимости в конечном результате.

Заметим, что задача отбора исходных событий для рассмотрения в
значительной степени перекликается с отбором необходимых для рас-
смотрения учитываемых запроектиых аварий в [5], где требуется про-
ектанту сформулировать этот перечень аварий, а регулирующему орга-
ну его согласовать. Здесь необходим такой же итерационный процесс.
Уже установившаяся практика принимает для рассмотрения сле-
дующий общий набор аварий для реакторов типа ВВЭР и PWR при
анализе:

потеря теплоносителя первого контура (большие, средние и малые течи);
течи из первого контура во второй (включая разрыв трубок пароге-
нератора);

разрыв трубопровода или паропровода второго контура;
полный отказ отвода теплоты к конечному поглотителю тепла;
полный отказ систем подпитки парогенератора;

полное обесточивание блока;

отказ системы аварийной защиты реактора во время переходного про-
цесса;

переходные процессы в первом и втором контурах, включая непредна-
меренное понижение концентрации борной кислоты в теплоносителе
первого контура;

потеря источников электропитания;

внешние события (пожар, землетрясение и т.п.).

На практике проводят в той или иной степени объемы исследова-
ний исходя из имеющейся информации н поставленных задач, как
правило, только для ВАБ 1-го уровня.

16	.2.2. Определение последовательности развития аварии
(построение «деревьев событий»)

Случившееся исходное событие служит толчком для последую-
щего развития процессов на блоке. Предполагается, что в силу значи-
мости вносимого им возмущения илн отказе управляющих систем
нормальной эксплуатации, оно сразу приводит к нарушению преде-
лов безопасной эксплуатации и инициирует действие систем безо-
пасности. В зависимости от последствий Q, связанных с исходными
событиями и работой систем безопасности, оно принимается или не
принимается для дальнейшего рассмотрения. Таким образом, перво-
начально следует оценить, стоит ли его рассматривать (а это с точки
зрения трудозатрат далеко не праздный вопрос), а затем включать в
подробное рассмотрение, т.е. необходимы определенные итерации.

После выбора исходных событий, начинается не менее важная
часть анализа — выбор сценариев процесса, способных иметь ме-
сто, а также прогнозирование последствий от них. На первую часть
этого вопроса отвечает так называемая графоаналитическая методо-
логия «дерева событий», которую принято изображать в виде ветвей
«дерева событий» [21].
I Последствия
аварии

I Вероятность
аварии

Исходное
событие

РИ)

г——IVjw

I----1 9b/BC'-JjA5C

1----nABCD

Р(А)

ЛА) - qD

Р(А) - qc

РИ) — qc — q[)/c

Р(А) - qB

РИ) —	— Qd/B

РИ) — йд — qc/в

РИ) — Qjg — Чс/В — Qd/CB

в

с

D

Рис. 16.1. Вид «дерева событий»

Верхние ветви после разветвления соответствуют работоспособному состоянию
системы, нижние — неработоспособному состоянию интенсивность исходного
события

Такая методология в общем виде представлена на рнс. 16.1.

Для построения «дерева событий» необходимо определить, ка-
кие системы влияют на развитие аварии. Так, для аварии с разрывом
трубопровода первого контура реактора ВВЭР-1000 к таким систе-
мам относятся:

система надежного электроснабжения;

система пассивного впрыска от гидроаккумуляторов;

система активного впрыска низкого давления;

спринклерная система;

система локализации радиоактивных продуктов внутри гермети-
ческих помещений или защитной оболочки.

После определения важных для развития аварии систем они рас-
полагаются в порядке по времени воздействия их на протекание
процессов.

Суть этой методологии сводится к следующему. После фиксирова-
ния системами управления и контроля блока нарушения пределов
безопасности в результате рассматриваемого исходного события
должно произойти срабатывание первой ступени систем безопасно-
сти. Требуемая система безопасности может выполнить свои функции

с вероятностью и отказать с вероятностью 1 - Wk . В зависимо-
сти от ее срабатывания нли не срабатывания, процесс пойдет по тому
или иному пути (сценарию). При нарушении следующих пределов
безопасности должны сработать следующие системы безопасности

с вероятностью Wk + { или отказать с вероятностью 1 - Wk + ,. В за-
висимости от срабатывания или не срабатывания набора систем безо-
пасности при данном исходном событии i процесс придет к опреде-
ленному конечному состоянию с последствиями Qt и вероятностью

= <П<-

к

В общем случае может быть 2” путей развития аварии (см.
рис. 16.1), если на ее протекание влияет п независимых систем, каж-
дая из которых может находиться в одном нз двух состояний: рабо-
тоспособном или неработоспособном. Существуют, однако, опреде-
ленные связи между системами, влияющими на их функционирова-
ние. Если, например, отказала система электроснабжения, то будут
неработоспособными зависящие от нее системы активного впрыска
низкого давления и сприиклериая. В дополнение к функциональным
связям могут существовать для нескольких систем общие элементы,
отказ которых приводит к отказу рассматриваемых систем- Если
учесть эти функциональные н схемные связи, то отдельные пути мо-
гут быть упущены н, соответственно, упрошено «дерево событий»

Принципиально важно при построении «дерева событий» учесть
возможные отказы по общей причине и ошибки персонала. При по-
строении «дерева событий» отказавшим или ставшим неэффективны-
ми в результате некоторого исходного нарушения системам припи-
сывается вероятность этого нарушения и на идущей от него критиче-
ской цепочке сосредоточивается дальнейший анализ. При анализе
отказов оборудования и систем учитываются также отказы, вызван-
ные действиями персонала.

Если «дерево событий» построено корректно и подробно, то для
аварии определены возможные пути ее развития н последствия. Ис-
ходными данными для построения и анализа «дерева событий» явля-
ются результаты анализа надежности систем безопасности, а также
физического, теплофизического и радиационного анализов аварий-
ных процессов.

Отметим, что исследование по методу «дерева событий» является
итерационным, поскольку предполагает выделение определяющих по
последствиям аварийных цепочек и тщательный их повторный анализ.

16.	2.3. Анализ надежности систем безопасности («деревья отказов»)

Под системой безопасности здесь понимается совокупность эле-
ментов, связанных в некоторую общую структуру и предназначен-
ных для выполнения конкретной функции. В общем случае система
безопасности ЯЭУ, может выполнять несколько функции. Для такой
системы анализ проводится отдельно по каждой из них. Анализ на-
дежности системы условно можно разбить на три части:

1.	Качественный анализ системы.

2.	Количественный анализ надежности.

3.	Систематизация результатов и выработка рекомендаций.

Качественный анализ системы безопвсиости. Включает сле-
дующие основные этапы:

определение границ системы, ее состава, функции, алгоритма работы
и критерия отказа:

классификация и анализ элементов системы;

определение возможных отказов по общей причине;

анализ влияния иа состояние системы возможных ошибок персонала в
процессе управления, технического обслуживания, проверок работо-
способности и т.п.;

определение последствий отказов элементов и ошибок персонала;
анализ структуры системы;

анализ соответствия системы требованиям нормативных документов в
части надежности.

Отказ элемента системы может произойти как в режиме работы,
так и в режиме ожидания. Среди отказов в режиме ожидания разли-
чают функциональные отказы, после которых элемент ие способен
выполнить возлагаемые на него функции по обеспечению безопасно-
сти, и ложные срабатывания, характерные, как правило, для управ-
ляющих систем. Ложные срабатывания нежелательны, так как нару-
шают нормальный процесс эксплуатации.

Отказы могут быть выявленными и скрытыми. Первые обнаружи-
ваются в момент их возникновения за счет предусмотренных средств
контроля, скрытые (вторые) не выявляются в момент возникновения, а
обнаруживаются при проведении проверок работоспособности или
поступления требования на срабатывание системы при аварии.

Определение показателей надежности элементов осуществляется
на основе данных по опыту эксплуатации этих элементов или их ана-
логов. В последнем случае предполагается сопоставление конструкции
и условий работы рассматриваемого элемента и его аналога для обос-
нованного использования данных по опыту эксплуатации последнего.

Элементы различаются по характеру контроля за их состоянием
при работе установки на мощности и относятся к одному из следую-
щих классов: неконтролируемые, периодически контролируемые и
непрерывно контролируемые элементы.

По ремонтопригодности элементы различаются в зависимости от
наличия или отсутствия восстановления их при работе установки на
мощности (в период ожидания системы) и в период работы системы
по выполнению функции безопасности. Периодическая проверка ра-
ботоспособности элементов системы может осуществляться с выво-
дом и без вывода их из действия.

Разработаны способы графического (наглядного) представления
условий работоспособности системы в виде структурно-логических
схем; называемых «деревом отказов». Логические схемы показыва-
ют, при каких комбинациях неработоспособных элементов система
находится в неработоспособном состоянии. При этом, учитывая
свойство рассматриваемых систем, достаточно указать лишь мини-
мальный набор элементов, отказ которых приводит к отказу системы
(т.е. критическую группу элементов). Состояния системы с большим
числом отказавших элементов заведомо будут относиться к нерабо-
тоспособным состояниям. Связь элементов в схеме осуществляется с
помощью логических операторов И и ИЛИ, причем последователь-
ное соединение элементов означает логическую связь между ними —
ИЛИ, а параллельное — И.

В качестве примера рассмотрим логические схемы для системы,
состоящие из двух элементов, причем выделим даа случая по усло-
вию работоспособности [21]:
1.	Система работоспособна, если работоспособен, по крайней ме-
ре, один элемент (рис. 16.2 а).

2.	Система работоспособна, если работоспособны оба элемента
(рис. 16.2 6).

Логическая схема для системы, состоящей из двух блоков, один
из которых соответствует случаю 1 из рассмотренных выше, а вто-
рой случаю 2, для работоспособности которой необходима работо-
способность обоих блоков, представлена на рис. 16.3.

При построении логических схем может быть использовано упро-
щенное изображение (рис. 16.4) для системы из трех одинаковых эле-
ментов, отказ которой наступает при отказе любых двух элементов.

Количественный анализ надежности. Рассмотрим основные
простейшие виды соединений элементов в систему и вычислим пока-
затели надежности системы, работающей до первого отказа по из-
вестным показателям надежности элементов. Предполагается, что
элементы отказывают независимо друг от друга, т.е. отказ любых
элементов не изменяет надежности остальных элементов.

Система из п элементов представляет собой последовательное
в смысле надежности соединение элементов, если отказ любого эле-
мента вызывает отказ системы в целом (рис. 16.5).

Рис. 16.2. Структурно-логические схе-
мы для системы из двух элементов
а — случай 1; б — случай 2

б

Рис. 16.3. Структурно-логиче-
ская схема для системы из
четырех элементов

Рис. 16.4. Логическая схема для системы типа «2» из «3»
а — подробная; б — упрощенная

Рис. 16.5. Логическая схема для системы с по-
следовательным соединением элементов
Для безотказной работы системы в течение времени / необходи-
мо, чтобы каждый элемент работал безотказно в течение этого вре-
мени. Если через Rc(t) и Rf(t) обозначить вероятность безотказной
работы соответственно системы и i-го элемента, то для системы из
последовательного соединения элементов запишем

я<д) = ГК('),

i

а учитывая, что R(t) = expl-Jl(/)d/ ,
to )

= ЕМ')
t

Таким образом, для последовательного соединения вероятности
безотказной работы элементов перемножаются, а интенсивности от-
казов складываются.

Например, вычислим вероятность безотказной работы системы,
состоящей из насоса аварийного охлаждения активной зоны н питаю-
щего его днзель-генератора. Очевидно, что отказ системы происхо-
дят при отказе любого из элементов. Полагая интенсивности отказов
насоса Ан и днзель-генератора Лдг равными соответственно 3 • 10“5
и 3 • 10-3 1/ч, требуемая продолжительность работы 100 ч, искомые
показатели в соответствии с вышеприведенными формулами опреде-
лятся следующим образом:

Я„=ехр(-3  I О"5 • 100)- 0,997;

Ллг = ехр(—3  10”3* 100) = 0,741;

Яс = Я„Ллг = 0,739.

Сравнивая полученные результаты, нетрудно видеть, что безот-
казность системы последовательно соединенных элементов ниже
безотказности любого из элементов, и соответственно меры по повы-
шению надежности системы могут оказаться неэффективными, если
они не затрагивают наименее надежный элемент. В частности, рас-
сматривая вопрос о повышении вероятности выполнения некоторой
функции безопасности, наряду с основной исполнительной системой
определенное внимание, в том числе и в процессе эксплуатации АС,
должно быть, уделено и обеспечивающим системам, без которых не-
возможно функционирование защитной системы.

16.3. Некоторые характерные причины повреждения активной
зоны и соответствующие вероятности

В табл. 16.1 приведены обобщенные данные об основных причи-
нах повреждения активной зоны реактора PWR и соответствующие
вероятности [21]. Суммарная вероятность составляет около 9 • 10 5 в
год, где преобладающее влияние оказывают аварии с малыми течамн
и потерей внешнего электропитания.

Таблица 16.1

Перечень аварки, приводящих к плавлению активном зоны и вероятность их
реализации

События, вызывающие аварию	Вероятность появ- ления исходного события на реактор в год(Рр	Вероятность от- каза систем безо- пасности (Pj )	Вероятность рас- плавления активной зоны на реактор в год (Р3 = Р1Р2)
Большие аварии с потерей теплоносителя	2,7-10“ 4	1,7-10“ 3	4,6-10“ 7
Средние аварии с потерей теплоносителя	8-10-4	2,3-10“ 3	1,8 10“6
Малые аварии с потерей теплоносителя	2,7-10“ 3	2,1-10” 2	5.7 • 10“ 5
Потеря внешнего электро- питания	1  10“1	1,3 10“4	1,3-10“ 5
Прекращение подачи ос- новной питательной воды	8-10 1	4 - 10С	3,2 • 10“6
Малая течь в компенсато- ре объема:			
с обесточиванием	2,7-10“4	2,6-10“ 2	7-10“6
при других причинах	1 • кг3	2- 10 3	2-106
События, связанные с предполагаемыми пере- ходными режимами без аварийного выключения реактора	3 - 10“5	з-ю2	9-10“7
	1=8,5-10“ 5		
Глава 17. АНАЛИЗ КРУПНЕЙШИХ АВАРИЙ НА АС

Представленный в данной главе анализ двух крупнейших аварий
на АС ставит своей целью не только познакомить читателя с этими
не тривиальными событиями, но показать, насколько реальная жизнь
опровергает заранее продуманные логические схемы и зафиксиро-
ванные меры предосторожности, проявившиеся слабые и сильные
стороны установок, а также выводы, которые были сделаны на осно-
вании этих событий. Прн описании обеих аварий также использова-
лись материалы [21].

17.1.	Авария на TMI (Три Майл Амланд)

Авария, произошедшая 28 марта 1979 г. на втором блоке амери-
канской АЭС ТМ1, имела отголосок во всем мире. В ядерных кругах
она вызвала крупномасштабные научные исследования, интенсив-
ный международный обмен н в целом привела к всестороннему пере-
смотру подхода к безопасности.

Атомная электростанция TMI находится на острове Три Майл Ай-
ланд, расположенном в 16 км от города Харрисберга, столицы штата
Пенсильвания с населением 90 000 человек. Станция состояла из двух
энергоблоков мощностью по 900 МВт(э) с реакторами конструкции
Бебкок и Вилкокс, охлаждаемыми водой под давлением. Второй блок
АЭС был введен в промышленную эксплуатацию 30 декабря 1978 г.

Авария возникла в среду 28 марта в 4 часа утра в связи с триви-
альным происшествием — отказом системы нормальной подпитки
парогенератора (рис. 17.1).

В виду слабой тепловой инерции парогенераторов (малого запаса
воды), вызванные этим переходным процессом довольно быстрое по-
вышение температуры и давления в первом контуре привело к от-
крытию предохранительного клапана компенсатора давления, кото-
рый ограничивает рост давления в первом контуре.
Рис. 17.1. Схема АЭС Три Майл Айленд

Со стороны второго контура инициируется аварийная остановка
турбогенератора и запуск насосов, обеспечивающих аварийную под-
питку парогенераторов.

Со стороны первого контура переходный процесс вызывал ава-
рийную остановку реактора н постепенное снижение давления в пер-
вом контуре. Теоретически, через 12 с после начала аварии предо-
хранительный клапан компенсатора давления должен был получить
команду на закрытие.
Первая фаза аварии протекла согласно проекту. Большинство ав-
томатических устройств сработало.

Однако произошел выход из строя двух устройств:
предохранительный клапан получил команду иа закрытие, ио оказвлся
заблокированным в открытом положении. Вода из первого контура
продолжала сливаться в барботажный бак компенсатора давления,
расположенный в защитной оболочке, с расходом 60 т/ч (в первом
контуре содержится примерно 200 т воды);

насосы системы аварийной подпитки парогенераторов нормально за-
пустились через 30 с, но не смогли подать воду на парогенераторы,
так как вследствие ошибки при техническом обслуживании клапаны,
расположенные между насосами н парогенераторами, находились не в
открытом, а в закрытом положении. В таких случаях парогенераторы
осушаются за 2—3 мии и охлаждение первого контура прекращается.

Хотя иа БЩУ имелась сигнализация неисправного положения
этих клапанов, операторы не сразу заметили неполадку и подали
ручную команду на открытие клапанов только через 8 мин. Потребо-
валось 25 мин и большое количество действий со стороны операто-
ров, чтобы стабилизировать ситуацию во втором контуре, на котором
в течение всего этого времени сосредоточивалось внимание опера-
тивного персонала.

Тем временем вода первого контура продолжала сливаться в бар-
ботажный бак компенсатора давления.

Через 2 мин давление в первом контуре снизилось приблизитель-
но до НО бар. Система аварийной подпитки первого контура автома-
тически сработала и стала подавать холодную воду в первый контур.

Указатель положения предохранительного клапана показывал опе-
раторам, что КЛАПАН ЗАКРЫТ, но это показание не соответствовало
действительности, что решающим образом сказалось иа развитии ава-
рии. На самом деле, указатель передавал на БЩУ не положение кла-
пана, а полученную команду, в данном случае на его закрытие.

Операторы, видя быстрое повышение уровня воды в компенсато-
ра давления и предполагая, что предохранительный клапан закрыт,
испугались поступления в первый контур слишком большого количе-
ства воды и остановили вручную, менее чем за 5 мин, систему ава-
рийной подпитки первого контура.

У операторов создалось совершенно ошибочное представление о
ситуации. Это и объясняет выбор принятых ими мер.
Теперь вода, вытекающая нз первого контура, больше не попол-
нялась. Создалась ситуация течи в первом контуре при полном от-
сутствии аварийной подпитки. Четверть часа спустя сработала раз-
рывная мембрана барботажного бака компенсатора давления. Вода
первого контура стала вытекать непосредственно в защитную обо-
лочку. Компенсатор давления заполнился пароводяной смесью. По-
казания уровня в нем больше не соответствовали действительности.

Концентрация пара в теплоносителе первого контура возрастала.
Все с большим трудом работали главные циркуляционные насосы.
В них развивались кавитация и вибрация.

Через I ч 13 мни после возникновения аварии, когда внбрацнн ста-
ли слишком сильными, операторы остановили первый главный цирку-
ляционный насос, а 27 мин спустя — второй, надеясь, что в первом
контуре установится естественная циркуляция теплоносителя.

На самом деле произошло разделение фаз на жидкость н пар. Пар
скоплялся в верхних точках первого контура, а вода в нижних. Цирку-
ляция теплоносителя в первом контуре прекратилась и тем самым пре-
кратился отвод теплоты от активной зоны реактора к парогенераторам,
выделяющей еще остаточную энергию в несколько десятков МВт.

Под влиянием тепловыделения в активной зоне вода продолжала
кипеть; из-за прекращения подпитки уровень воды в корпусе реакто-
ра постепенно снижался, что привело к оголению активной зоны. Ох-
лаждение топлива становилось все менее эффективным. Температура
на оболочках твэлов быстро повышалась, сначала достигла 850 °C.
Прн таких температурах цирконий вступает в химическую реакцию
с водяным паром н образует окись циркония с выделением теплоты,
в результате чего процесс ускорился. При достижении температуры
плавления оболочек твэлов началось сильное высвобождение про-
дуктов деления из топлива в теплоноситель первого контура, а через
теплоноситель — под защитную оболочку.

Операторы включили одни из главных циркуляционных насосов,
который стал подавать охлажденную через парогенераторы воду на
уже сильно нагретое топливо, что вызвало в корпусе распыление час-
ти топлива, находившейся над уровнем воды.

Через 3 ч 12 мнн после начала аварии давление в первом контуре
опасно выросло за счет мгновенного вскипания воды при ее контакте
с топливом. Операторы вновь открыли запорный клапан сброса пара
из компенсатора, который, открывшись, стал пропускать еще более
радиоактивный пар.

Защитную оболочку изолировали, что прекратило перенос радио-
активности нз дренажей в спецкорпус. С момента возникновения
аварии прошло 3 ч 20 мнн.

Для удаления из первого контура большей части водорода и не-
конденсируемых газообразных продуктов деления, препятствующих
его заполнению, потребовалось еще 12 ч. Это удалось достичь пооче-
редным открытием и закрытием системы предохранительных клапа-
нов компенсатора давления, а также запуском системы аварийной
подпитки н главных циркуляционных насосов.

Через 9 ч 50 мин после начала аварии локальный взрыв (прибли-
зительно 320 кг водорода) вызвал пик давления около 2 бар под за-
щитной оболочкой, не причинив ей особых повреждений.

В среду 28 марта 1979 г., к восьми часам вечера авария как тако-
вая была ликвидирована, хотя в течение еще нескольких дней на
станции все сильно опасались взрыва водорода в корпусе реактора.

Повреждение топлива оказалось гораздо сильнее, чем поврежде-
ния, предусмотренные при проектировании на случай самой тяжелой
аварии, а именно, аварии с потерей теплоносителя первого контура
за счет внезапного разрыва трубопровода с двусторонним истечени-
ем теплоносителя.

Точные последствия аварии для активной зоны были установлены
лишь в 1985 г., т. е. 6 лет спустя, когда между нижней частью внутри-
корпусных структур н корпусом реактора удалось пропустить теле-
визионную камеру: было расплавлено 45 % топлива вместе с мате-
риалами оболочек твэлов и внутрикорпуснымн устройствами — все-
го 62 т, образовавшие так называемый «корнум» (рнс. 17.2).

Часть кориума (примерно 20 т), образовавшаяся в верхней части
топлива, пробила себе путь между периферийной топливной сборкой
и выгородкой активной зоны и, проплавив ее, перетекла иа самое дно
корпуса, которое, к счастью, она не проплавила.

Несмотря на расплавление топлива и сильный перенос активно-
сти под защитную оболочку, прямые радиационные последствия для
окружающей среды оказались незначительными. Защитная оболочка
почти безукоризненно выполнила свою роль. Только откачка насоса-
ми воды из дренажей привела к радиоактивным, ограниченным во
времени, выбросам.
Рис. 17.2. Конечное состояние активной зоны блока 2 АЭС Три Майл Айлямд

Выбросы были оценены как незначительные, нх последствия бы-
ли весьма ограниченными. Некий условный индивидуум, проживаю-
щий на границе объекта с подветренной стороны, был бы облучен
дозой ниже 1 мЗв, т.е. порядка величины годовой дозы, вызванной
природным облучением.

Уроки, извлеченные из аварии иа станции TMI:

Оказалось, что возможно возникновение аварий гораздо более тяже-
лых, чем авария с потерей теплоносителя первого контура в результа-
те внезапного гильотинного разрыва трубопровода максимального
диаметра, которая была выбрана в качестве максимальной проектной
аварии. Такие аварии могут быть вызваны мелкими, но многочислен-
ными отказами или ошибкой человека.

Это не поставило под сомнение общее качество проекта энерго-
блоков. Принцип глубоко эшелонированной защиты, который требу-
ет изучения тяжелых аварий, приводит к необходимости иметь на-
дежную систему локализации. В данном случае защитная оболочка
практически полностью обеспечила защиту населения, а также пер-
сонала станции TMI.

Человек представляет собой важнейшее звено в обеспечении безопас-
ности.

Напрашивались следующие вопросы:

Как избежать плавления активной зоны, которое может возникнуть в
результате неизученного заранее сценария?

Как лучше всего подготовиться к кризисной ситуации?

Как лучше предохранить защитную оболочку, являющейся составляю-
щей последнего «барьера?

Как наилучшим образом выявить сценарии, являющиеся предшествен-
никами тяжелых аварий, и своевременно принять необходимые кор-
ректирующие меры?

17.2.	Авврия на Чернобыльской АЭС

Чернобыльская АЭС расположена вблизи северной границы Ук-
раины, на расстоянии около 100 км на север от Киева, недалеко от
нового, сравнительно крупного города Припять, в котором жили со-
трудники станции.

Неподалеку, в 10—15 км на север, проходит граница Белоруссии;
в 150 км на северо-восток — граница России.

Чернобыльский реактор — реактор иа тепловых нейтронах с графи-
товым замедлителем. Топливо представляет собой окись урана с 2 %
обогащением, оболочки твэлов изготовлены из ниобий-циркониевого
сплава, охлаждение осуществляется легкой кипящей водой, циркули-
рующей снизу вверх в технологических каналах из ниобий-цирко-
ниевого сплава (рис. 17.3).

Управление мощностью и реактивностью обеспечивается прибли-
зительно 200 поглощающими стержнями, размещенными по всей ак-
тивной зоне в специально выделенные технологические каналы той

же конструкции, что и остальные. Стержни приводятся в действие
механизмами, расположенными над активной зоной под защитной
плитой, образующей пол реакторного зала. Они состоят из колеи уг-
леродистого бора н заканчиваются в нижней части графитовой над-
ставкой в 4,5 м. Начало ввода поглощающих стержней из крайнего
положения приводит к тому, что такое перемещение вызывает в зо-
нах высокого нейтронного потока замещение воды графитом, что ха-
рактеризуется вводом положительной, а не отрицательной реактив-
ности. Такой эффект уже наблюдался на Игналинской АЭС, но эта
информация ие была передана на другие станции, эксплуатирующие
реакторы типа РБМК.

Ввод и извлечение стержней из активной зоны реактора осущест-
вляется при помощи двигателей. Максимальная скорость движения
составляет 0,4 м/с. Таким образом, на полное погружение стержня из
наиболее высокого положения требуется 18—20 с.

Как и на западных установках, при определении проектных ха-
рактеристик системы аварийного охлаждения реактора постулирует-
ся разрыв трубопроводов максимального диаметра, но исключается
повреждение наиболее крупных емкостей, таких как барабаны-сепа-
раторы. Напомним, что в реакторах такого типа иет корпуса под дав-
лением, а имеются лишь индивидуальные технологические каналы.

Недостатками же служат трудоемкость и сложность контроля как
уровня теплоносителя в барабанах-сепараторах, так и распределе-
ния мощности.

Последний факт требует особых комментариев.

Активная зона реактора типа РБМК имеет очень большие разме-
ры: 11,8 м в диаметре н 7 м в высоту. В активной зоне таких разме-
ров под воздействием ксенона легко развиваются радиальные и осе-
вые колебания мощности. Подавление этих колебаний требует боль-
шого количества контрольно-измерительной аппаратуры и участия
большого количества регулирующих стержней.

Чувствительность датчиков, расположенных внутри активной зо-
ны, позволяет получить подробную информацию о локальном рас-
пределении мощности лишь тогда, когда мощность превышает 10 %
своего номинального значения. До этого момента доступна лишь об-
щая информация, которая выдается датчиками, расположенными за
пределами активной зоны посередине ее высоты.
Любой нагрев теплоносителя понижает его плотность и, следова-
тельно, поглощающую способность. Более того, при закипании части
теплоносителя при давлении 70 бар, его плотность уменьшается в 20
раз, что вызывает рост потока нейтронов. Мощность реактора будет
нарастать, усиливая эффект.

Таким образом, коэффициент реактивности, связанный с темпера-
турой воды (температурный коэффициент реактивности), оказывает-
ся положительным в некоторых областях работы реакторной уста-
новки, как оказывается положительным и паровой коэффициент ре-
активности, обычно называемый «плотностным коэффициентом» н
вызываемый тем же явлением.

Этот эффект компенсируется в определенных диапазонах другими
и, в частности, эффектом температуры самого топлива, который, бла-
годаря Доплер-эффекту, является отрицательным прн всех значениях
мощности, причем возрастает с увеличением мощности. В итоге, сум-
марный эффект реактивности отрицательный прн больших значениях
мощности и положительным прн мощности менее 700 МВт(т). При
этом он тем более положителен, чем больше регулирующих стерж-
ней извлечено из активной зоны.

Наконец, в плане теплогидравлнки необходимо отметить, что, так
как массовый расход теплоносителя практически пропорционален
мощности, то равные приращения мощности дают тем большее увели-
чение количества пара, чем меньше был исходный уровень мощности.

Эта совокупность физических данных должна была бы найти свое
письменное отражение в Технологическом регламенте эксплуатации
реакторов РБМК в виде следующих требований:

длительная работа установки на мощности меньше 700 МВт (т) не до-
пускается; в противоположность тому, что было заявлено первона-
чально. Это требование не было зафиксировано в этом документе;

в нормальных условиях эксплуатации оперативный запас реактивно-
сти должен обеспечиваться за счет постоянною погружения эквива-
лента не менее 30 регулирующих стержней. Это второе требование
было занесено в Технологический регламент. Однако оно воспринима-
лось не как правило, необходимое для общей безопасности блока, а
только как средство контроля распределения мощности. Следует так-
же отметить, что постоянное наличие погруженных регулирующих
стержней предотвращает эффект ввода положительной реактивности,
вызываемой начальной стадией погружения других стержней.
В целях проведения ремонтных работ, осуществление которых
невозможно при эксплуатации, иа 25 апреля 1986 г. была запланиро-
вана остановка реактора. Перед самой остановкой должен был быть
проведен специальный эксперимент по проверке возможности пода-
чи электропитания на систему аварийного расхолаживания реактора
от работающего на выбеге турбогенератора во время потери внешне-
го электроснабжения энергоблока. Это электропитание необходимо
на время, пока не осуществится запуск дизель-генератора и подклю-
чение их на секции надежного питания.

Эксперимент должен был проводиться прн исходной мощности
от 700 до J000 МВт(т).

К снижению мощности приступили 25 апреля. В 13 ч реактор вы-
шел на половинную мощность, т. е. 1600 МВт(т), и одни из турбоге-
нераторов был отключен. В соответствии с программой испытаний и
без каких-либо понятных оснований была отключена резервная сис-
тема расхолаживания реактора.

В этот момент, диспетчер энергосистемы потребовал от станции,
чтобы она остановила снижение мощности и продолжала снабжать
электросеть на мощности 500 МВт(э).

Таким образом, реактор продолжал работать на половинной мощ-
ности в течение 9 ч. За это время отравление активной зоны ксено-
ном успело возрасти до своего максимального значения. В целях
компенсации этого эффекта из активной зоны постепенно извлека-
лись регулирующие стержни.

В отсутствии системы автоматического регулирования, отравле-
ние активной зоны ксеноном стало вновь повышаться. Парообразова-
ние в активной зоне было незначительным. Пришлось извлечь еще
большее количество регулирующих стержней, чтобы хоть сколько-
нибудь повысить мощность, которую 26 апреля, около часа ночи,
удалось стабилизировать на уровне 200 МВт(т)

В I ч 23 мни были закрыты стопорные клапаны турбогенератора,
но реактор продолжал работать. Циркуляционные насосы, электро-
снабжение которых осуществлялось турбогенератором на выбеге,
стали работать медленнее, расход стал уменьшаться, а вода нагре-
ваться до испарения. Плотностной эффект вызывал повышение реак-
тивности. Мощность активной зоны повышалась, увеличивая количе-
ство образуемого пара. Начала развиваться ситуация с выходом реак-
тора в критическое состояние.
В 1 ч 23 мин 40 с начальник оперативной смены отдал приказ бы-
строго погружения регулирующих стержней ручным способом, но
результат получился обратный: нижняя часть регулирующих стерж-
ней, которая не содержит поглотителя н в первую очередь погружа-
ется в активную зону, выталкивает воду, содержащуюся в технологи-
ческих каналах. Это вызвает существенное повышение реактивно-
сти. Поэтому погружение регулирующих стержней, наоборот, увели-
чило всплеск мощности, вызванный пустотным эффектом.

Расчеты показали, что мгновенная мощность реактора возросла за
4 с в 100 раз. Затем реактор остановился сам за счет отрицательной
реактивности, вызванной нагревом топлива в результате Доплер-эф-
фекта и его частичным разрушением.

Всплеск мощности вызвал сильное энерговыделение в топливных
таблетках, которые стали взрываться и высвобождать распыленную
окись урана. Быстрое взаимодействие между топливом и паром при-
вело к дополнительному высвобождению энергии. В результате про-
изошел взрыв, который вызвал разрыв нескольких каналов; верхняя
плита — крышка реактора (2000 т) — приподнялась, разрушая техно-
логические каналы н горизонтальные трубопроводы, направляющие
пар в коллекторы, а также сминая регулирующие стержни.

Вскоре произошел второй взрыв, возможно, вызванный вспыш-
кой водорода, образовавшегося в результате реакции воды с цирко-
нием оболочек твэлов и каналов и смешавшегося с воздухом после
вскрытия активной зоны. Иной его причиной мог явиться эффект ре-
активности, вызванный всеобщим вскипанием воды в результате рез-
кого падения давления при разрыве технологических каналов — от
70 бар до атмосферного давления.

Верхние конструкции реакторного отделения были разрушены.
Никакая нормально спроектироваиная защитная оболочка не
могла бы противостоять таким взрывам.

Очень быстро активную зону стали заливать водой, чтобы охла-
дить ее и предупредить воспламенение графита, но эта попытка не
увенчалась успехом.

Обрушилась часть активной зоны. Осколки топлива и графита рас-
сыпались по нижней бетонной плите. Эрозия плиты толщиной 1,8 м
достигла 1 м.

Чтобы затушить пожар и остановить выброс радиоактивных про-
дуктов, с вертолетов иа реактор сбрасывались песок, бор, глина, доло-
126
мит, свиней. Таким образом, с 27 апреля по 10 мая было сброшено
5000 т различных материалов в надежде, что постепенной засыпкой
реактора удастся сократить как поступление воздуха, поддерживающе-
го горение графита, так и выброс продуктов деления. Вначале каза-
лось, что частичная локализация активной зоны удалась, но отвод ос-
таточной мощности оказался недостаточным, н затушить графит не
удалось. Температура стала вновь повышаться и со 2 по 5 мая стало
увеличиваться выделение продуктов деления. Часть засыпанных мате-
риалов смешалась с расплавленным ураном, образуя нечто вроде лавы,
часть которой стала протекать по патрубкам в бассейны-барботеры.

С 5 мая, для охлаждения корриума и фундамента реактора под
нижнюю его плиту стали подавать азот под давлением. Затем в этой
зоне был установлен теплообменник.

Наконец, были предприняты работы для изоляции блока в бетон-
ном «укрытии». Однако связанные с сооружением этого «саркофа-
га» трудности снизили его герметичность и прочность во времени и
с 1990 г. изучается возможность наложения на него второго предо-
хранительного укрытия. В 1995 г. в качестве временного решения
были начаты работы по внешней защите укрытия от проникновения
дождевых вод.

По первой оценке были выброшены.

почти все благородные газы (6,5 • 106ТБк. т е. 200 МКи);

50—60 % Йола 131 (1,5—1,9- 106ТБк.т.е. 40—50 МКи):

20 10 % цезия 137(85- 103ТБк,т.е. 2 МКи);

3—6 % других продуктов деления, актинидов и топлива, содержащих-
ся в активной зоне (7 • 103 ТБк. т.с. 0.2 МКи).

Динамика выхода активности во времени показана на рис. 17.4.

Причины аварии и извлеченные уроки

По первоначальным данным вся вина возлагалась на операторов
с упором иа несоблюдение правил эксплуатации. Как выясняется те-
перь, эти правила либо вообще не существовали, либо были неясны-
ми и непонятными н действительной причиной катастрофы служат
недочеты проекта, скудность разработок по анализу безопасности и
вытекающие из этого недостатки Технологического регламента экс-
плуатации и профподготовки персонала.
12

Выброшенная активность без учета благородных газов, МКи

Рис. 17.4. Выход радиоактивности без учета благородных газов

Видимо операторы действовали, не отдавая себе отчета о возмож-
ных последствиях.

Вместе с этим, очевидно, такие действия не являлись исключени-
ем и допускались как руководством станции, так и постоянно при-
сутствующими прн ннх представителями регулирующих органов*.

Однако помимо этих эксплуатационных ошибок следует подчерк-
нуть и проектные недочеты, характерные для этого типа реакторов:
нестабильность активной зоны прн малой мощности, вызванная силь-
но положительным плотностным коэффициентом охлаждающей воды;
отсутствие системы аварийной защиты реактора, действующей дейст-
вительно быстро и не влекущей за собой неблагоприятных явлений на
первом этапе ее включения;

недостаточная автоматизация защитных средств с предоставлением
слишком больших возможностей отключения систем. В эпоху первых
проектов оказывалось больше доверия операторам, чем автоматиче-
ским системам, надежность которых ставилась под сомнение.

♦ Отметим, что Госатомнадзор России в начале 1986 г. только развивал свою дея-
тельность и методы работы.
В заключение этой главы о наиболее крупных авариях читателю
предлагается самому проанализировать, сколько отказов оборудова-
ния н сколько ошибок персонала произошло в каждой из рассмотрен-
ных аварий и связать это с основными концепциями безопасности,
изложенными в данной кинге.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Хотелось бы еще раз напомнить о главной задаче курса — попытке
дать представление об основах обеспечения безопасности АС. В силу
ограниченности объема и времени для лекций автор не имел возмож-
ности включить многие интересные, по его мнению, более детальные
вопросы. Но, вероятно, в этом нет необходимости, поскольку отдель-
ные заинтересовавшие вопросы читатель может найти в специальной
литературе. Для человека, желающего познакомиться с этой важной и
интересной областью, автор надеется, что этого достаточно.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1	_ Ковалевич О.М. Состояние и возможные подходы к нормированию безо-
пасности предприятий ядериого топливного цикла. М.: Атомная энергия
Апрель 1994. Т. 76. Вып. 4. 264 с.

2.	Своды положений и руководства программы МАГАТЭ «Стандарты по
ядерной безопасности» (Nuclear Safety Standarts, Nuss)1. Вена. МАГАТЭ.
1979—1985.

3.	Зякои Российской Федерации «Об использовании атомной энергии». М.
Издательство Государственной Думы РФ, 1996.

4.	Закон Российской Федерации «О радиационной безопасности населе-
ния». М.: Издательство Государственной Думы РФ, 1995.

5.	Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/
97). М.: Госатомнадзор России, 1998.

6.	Ковалевич О.М. Концепция формирования требований к обеспечению
качества объектов использования атомной энергии. М.: Атомная энергия
(в печати).

7.	Культура безопасности. Вена. МАГАТЭ N 75. U1ISAG-4.

8.	Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций.
ПБЯ РХ АС-89. М.: Госатомнадзор России. 1990.

9.	Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обес-
печению безопасности. М_: Госатомнадзор России, 1993.

10.	Основные положения по сварке н наплавке узлов н конструкций атомных
электростанций, опытных и исследовательских реакторов и установок.
М.: Энергоатомиздат, 1984.

11.	Правила устройства н безопасной эксплуатации оборудования и трубо-
проводов атомных энергетических установок. М.: Госатомэнергонадзор
СССР, 1990.

12.	Правила контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций
атомных электростанций, опытных и исследовательских реакторов и уста-
новок». М.: Энергоатомиздат, 1984.

13.	Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных
энергетических установок. М/ Энергоатомиздат, 1989.

1 В данную серию входят пять сводов положений и более 50 руководств В каж-
дом документе есть перечень всех документов серии.
14.	Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим то-
пливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами. Вена.
МАГАТЭ. 1998.

15.	Закон Российской Федерации «О радиационной безопасности населе-
ния». М.: Издательство Государственной Думы РФ, 1995.

16.	Нормы радиационной безопасности (НБР-96). М.: Госкомсанэпвдиадзор
России, 1996.

17.	Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС (СП АЭС-88/
93). 1993.

18	Ковалевич О.М., Шяшков М.Г., Исаев А.М. Методика расчета индиви-
дуальной дозы облучения населения от газообразных выбросов с атомной
станции. Препринт. М.: ИАЭ. 1982. N 3587/3.

19.	Расмуссен. Вероятное изучение безопасности ядерных реакторов. Ва-
шингтон. NRS USA, WASH-1400.

20.	Ковалевич О.М. Вероятностный анализ безопасности атомных станций И
Информационный бюллетень Госпроматомнадзора СССР. М., 1990.

21.	Бахметьев А.М., Самойлов О.Б., Усыиии Г.Б. Методы оценки и обеспе-
чения безопасности ЯЭУ М.: Энергоатомиздат, 1998.

22.	Либмяи. Ж. О ядерной безопасности. Париж. 1PSN. 1997.
ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие.	3

Введение .	.............. ..... .......... .............. 4

Глава 1. ПРОБЛЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА .	7

Глава 2. ОСНОВНЫЕ СОСТАВЛЯЮЩИЕ ПРОБЛЕМЫ
БЕЗОПАСНОСТИ АС. .......................................... .11

2.1.	Субъективное н объективное понятия «безопасность» .... 11

2.2.	Возможные определения понятия «безопасность АС»..	11

2.3.	Участники процесса использования атомной энергии ..	14

2.4.	Основные составляющие проблемы обеспечения
безопасности АС...........	...	14

Глава 3. СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И РЕГУЛИРОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ............................. .16

3.1.	Законодательная база и роль правительства.........16

3.2.	Органы государственного управления использованием
атомной энергии.................................... .	17

3.3.	Эксплуатирующая организация .	.. 17

3.4.	Регулирующий орган.............................. .18

Глава 4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА И КУЛЬТУРЫ БЕЗОПАСНОСТИ. . 21
4.1. Деятельность по обеспечению качества________....	.21

4.2.	Общая система обеспечения качества в атомной
энергетике.................................. . 22

4.3.	Понятие «культура безопасности» ....	.23

4.4.	Показатели культуры безопасности ..	.24

Глава 5. СИСТЕМА НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ РОССИИ В ОБЛАСТИ
ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ .	... 26

5.1.	Структура системы правовых и нормативных
документов..........	..	.	.26

5.2.	Федеральные законы............................... 26

5.3.	Нормативные правовые акты Президента и правительства
Российской Федерации............................... 29
5.4.	Федеральные нормы и правила в области использования
атомной энергии.	.... ...	....29

5.5.	Нормативные документы Госатомнадзора России .	30

5.6.	Стандарты, строительные нормы и правила, нормативные
документы органов государственного управления
использованием атомной энергии...................... 30

Главаб. ПРИНЦИП ГЛУБОКОЭШЕЛОННРОВАННОЙ ЗАЩИТЫ	31

6.1.	Физические барьеры на пути выхода радиоактивных
продуктов _______ ...	........ 31

6.2.	Принцип глубокоэшелоннрованной защиты ..	33

6.3.	Уровни глубокоэшелоннрованной защиты	. .	34

Глава 7. ДЕТЕРМИНИСТСКИЙ ПОДХОД К ОБЕСПЕЧЕНИЮ
БЕЗОПАСНОСТИ АС .	35

7.1.	Общие положения ..	35

7.2.	Основные определения в рамках детерминистского

подхода.................-	........ 35

7.3.	Основные критерии и принципы обеспечения
безопасности АС..................................... 39

7.4.	Классификация систем и элементов АС.	.... 42

Глава 8. ВЫБОР ПЛОЩАДКИ АС .	45

8.1.	Понятие площадки АС н связанных с ней факторов..	45

8.2.	Общие критерии выбора площадки АС .	46

8.3.	Учитываемые факторы при выборе площадки АС ....	47

8.4.	Возможное влияние АС на окружающую территорию..	49

8.5.	Параметры воздействия на АС в случае падения
самолета .	.	50

Глава 9. ПРОЕКТИРОВАНИЕ АС. .	..... 52

9.1.	Общие требования .	52

9.2.	Требования к активной зоне ...	- 53

9.3.	Требования к первому контуру.....	..	55

9.4.	Требования к системам управления технологическими
процессами...	.	56

9.5.	Защитные системы безопасности ..	59

9.6.	Локализующие системы безопасности....	  60

9.7.	Обеспечивающие системы безопасности. ...........61
Глава 10. ИЗГОТОВЛЕНИЕ ОБОРУДОВАНИЯ И СООРУЖЕНИЕ АС. .	62

10.1.	Общий подход...............................   62

10.2.	Классификация оборудования, работающего
под давлением..............................	63

10.3.	Требования к конструированию н материалам.	64

10.4.	Испытания на прочность и плотность ....	66

10.5.	Контроль за состоянием металла...	67

Глава 11. ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ, ЭКСПЛУАТАЦИЯ, СНЯТИЕ
С ЭКСПЛУАТАЦИИ.................	....	69

11.1.	Ввод в эксплуатацию..	69

11.2.	Эксплуатация.............. ....	70

11.3.	Снятие энергоблока с эксплуатации....	74

Глава 12. УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЯМИ .	... ....	77

Глава 13. ОБРАЩЕНИЕ И ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА
И РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.................................... 79

13.1.	Проблема хранения отработавшего топлива...	79

13.2.	Проблемы обращения с радиоактивными отходами .	82

13.3.	Вопросы безопасности и международное
регулирование . .	............. 84

Глава 14. НОРМЫ И ПРАВИЛА РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 86
14.1. Закон о радиационной безопасности населения...	86

14.2.	Основные принципы и мероприятия обеспечения
радиационной безопасности......................... 87

14.3.	Нормы радиационной безопасности при нормальной
эксплуатации АС.................................   88

14.4.	Требования по ограничению облучения населения
в условиях радиационной аварии. .	  91

14.5.	Критерии обеспечения радиационной безопасности
для АС	93

Глава 15. ВЫХОД II РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ
ПРОДУКТОВ. . . .	95

15.1.	Количество, состав и свойства радиоактивных продуктов
в реакторе......................................   95

15.2.	Распространение радиоактивных продуктов через
барьеры............................................. 97

15.3.	Распространение радиоактивных продуктов
в атмосфере.....................................   98

15.4.	Радиационное воздействие на человека в результате
прохождения радиоактивного облака.....................101
Глава 16. ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ.................103

16.1.	Предполагаемые и реализуемые цели использования
вероятностного анализа безопасности  ...............103

16.2.	Основные этапы методологии вероятностного анализа
безопасности........................................105

16.2.1.	Постулирование нлн отбор на основании
анализа исходных событий аварнн...........	..106

16.2.2.	Определение последовательности развития
аварии (построение «деревьев событий») ..	.. 107

16.2.3.	Анализ надежности систем безопасности
(«деревья отказов»)............................ПО

16.3.	Некоторые характерные причины повреждения активной
зоны н соответствующие вероятности......	.... 114

Глава 17. АНАЛИЗ КРУПНЕЙШИХ АВАРИЙ НА АС........	....115

17.1	. Авария на ТМ1 (Трн Майл Айланд).	... 115

17.2	Авария на Чернобыльской АЭС.......	.. 121

Заключение...	....129

Список литературы............................................ 130
Учебное издание

Ковалевич Олег Михаилович

ОСНОВЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Учебное пособие
по курсу
«Основы обеспечения безопасности атомных станций»

Редактор Б.А. Ионов

Редактор издательства Е.А. Улановская

Технический редактор З.Н. Ратникова

Корректор В. К Сомова

Набор и верстка выполнены на компьютерах Издательства МЭИ
Оператор О. А. Беспалова

ЛР № 020528 от 05.06.97

Подписано в печать с оригинала-макета 30.11.99	Формат 60x 84/16

Бумага офсетная

Физ. печ. л. 8,5

Тираж 200 экз

Гарнитура Таймс

Усл.-кр. отт. 8,4

Изд. № 55 Заказ

Печать офсетная
Усл. печ. л. 7,9
317 Цена 8 руб.

Издательство МЭИ, 111250, Москва, Красноказарменная, д. 14

Типография ЦНИИ «Электроника», 117415, Москва, просп. Вернадского, д. 39