вероятностный анализ безопасности как основа для принятия

ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ КАК ОСНОВА ДЛЯ
ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ ПО УПРАВЛЕНИЮ РАДИАЦИОННЫМ РИСКОМ ОТ
АЭС
Ю.Е. Крюк, А.Г. Трифонов
ГНУ ОИЭЯИ-“СОСНЫ”, Минск, Беларусь
В Республике Беларусь основная цель развития топливно-энергетического
комплекса определена как «надежное и бесперебойное удовлетворение потребностей
всех сфер экономики и населения различными видами энергоресурсов при соблюдении
экологических
требований,
повышение
энергобезопасности
и
снижение
энергозависимости страны». С этой целью, в том числе, прогнозируется введение в
энергетический баланс страны первого энергоблока АЭС мощностью до 1000 мВт.
Среди рассматриваемых к введению типов реакторов лидирующее место занимает
ВВЭР-1000.
Основная привлекательность реакторов типа ВВЭР для Беларуси заключается,
прежде всего, в распространенности и, следовательно, хорошо изученности, в
дешевизне используемого в них теплоносителя-замедлителя (обычно вода) и
характеризующиеся относительной безопасности в эксплуатации.
Для страны, существенно пострадавшей в результате аварии на ЧАЭС, вопросы
ядерной и радиационной безопасности планируемого объекта атомной энергетики
выступают на первый план.
Объективная реальность свидетельствует, что никакие промышленные объекты,
использующие источники ионизирующего излучения, в принципе не могут быть
абсолютно безопасными, тем более такие крупные как АЭС. Опасность – это
внутреннее свойство источника, состоящее в потенциальной способности приносить
вред здоровью людей и окружающей среде. Для того чтобы реагировать на ситуации,
которые могут быть опасны или сами по себе, или в том случае, когда не
предпринимаются никакие необходимые действия, разрабатываются системы
безопасности. Такие системы должны генерировать правильные выходные сигналы,
предотвращающие опасность или ограничивающие ее последствия и позволяющие
лицу, принимающему решение по введению в действие тех или иных мер, четко
ответить на вопрос, какая из контрмер должна быть использована. Международный
опыт анализа инцидентов на ядерных объектах показывает, что большинство из них
были вызваны не каким-нибудь трудноуловим отказом системы, а дефектами, которые
можно было предвидеть, если бы на всем жизненном цикле применялся бы
систематический подход, основанный на риске. Ясно также, что, несмотря на
технологические различия типов реакторов, идеи обеспечения безопасности,
необходимые для предотвращения отказов, остаются одними и теми же. Яркое
свидетельство тому, анализ самой крупномасштабной аварии в истории атомной
энергетики – аварии на ЧАЭС.
В состав Чернобыльской АЭС входили четыре реактора типа РБМК тепловой
мощностью 3200 МВт каждый. В 1986 году на 5 АЭС эксплуатировалось 15 реакторов
данного типа, именно на таких реакторах базировалась значительной ядерной
энергетики СССР. После двух с небольшим лет нормальной эксплуатации 4-й блок
нуждался в остановке на плановый ремонт. В процессе остановки ректора проводились
экспериментальные испытания одного из турбогенераторов. Целью испытаний
являлась проверка возможности использования механической энергии ротора для
внутренних нужд энергоблока в условиях обесточивания.
В ходе этого эксперимента 26 апреля 1986 г. в 01 ч. 23 мин. 40 с. (время
московское) началось катастрофически быстрое увеличение мощности реактора. Два
последовавших за этим тепловых взрыва привели к разрушению реактора, реакторного
блока и машинного зала, возникновению многочисленных очагов пожара.
Взрывы послужили причиной выброса радиоактивных продуктов в атмосферу.
Выброс представлял собой растянутый во времени процесс, состоящий из нескольких
стадий. Интенсивность выброса значительно уменьшилась лишь через 10 дней, когда
закончилось горение обломков графитовой кладки реактора.
На первой стадии аварии в результате взрыва произошел начальный выброс
топлива, конструктивных элементов и продуктов работы реактора. В тот же момент
практически полностью были выброшены радиоактивные газы (в основном ксенон). С
26 апреля по 2 мая интенсивность выброса уменьшилась. Этот период
характеризовался основным выделением аэрозольных форм изотоп йода и цезия. В
период со 2 по 5 мая в результате горения графита, ухудшения конвективного
охлаждения активна зона разогрелась до 2500-2800° С, и интенсивность выброса снова
возросла. На этой стадии было выброшено значительное количество радиоактивных
изотопов тугоплавких элементов. Выбрасывались также вещества, сброшенные на
реактор с вертолетов: песок и глина (1760 т), свинец (1400 т), доломит (800 т),
соединение бора B4C (40 т). С 5 по 6 мая, после завала шахты реактора, интенсивность
выброса снизилась примерно в 100 раз.
Суммарная активность выброса радионуклидов оценивается величиной порядка
1019 Бк. Активность выброшенного йода-131 составила (1,2-1,7) × 1018 Бк, цезия-137 –
3,7× 1016 Бк. Выброс происходил длительное время, и в результате переноса и
выпадений сформировалось значительное радиоактивное загрязнение поверхности
земли. Наиболее значительное радиоактивное загрязнение сформировалось на
территории Беларуси, России, Украины. В странах Европы уровни загрязнения были
ощутимо ниже. Однако в малых количествах чернобыльские радионуклиды были
обнаружены даже в Японии и Соединенных Штатах.
В Беларуси впервые недели после катастрофы чрезвычайно высокие уровни
радиации за счет короткоживущих изотопов, прежде всего йода-131, наблюдались по
всей территории. Как следствие, они обусловили формирование значительных доз
облучения щитовидной железы практически у всего населения страны и привели к
реализации существенного числа случаев рака щитовидной железы. В дальнейшем
радиационная обстановка определялась долгоживущими изотопами цезия-137,
стронция-90, трансурановыми элементами: плутонием-238, 239, 240, 241 и америцием241. Выпадение радионуклидов создало сложную радиационно-экологическую
обстановку на значительных территориях Республики. На этих территориях
радионуклиды присутствовали практически во всех компонентах экосистем, вовлечены
в геохимические и трофические циклы миграции. Это же характерно для настоящего
момента и обозримого будущего.
В результате аварии были реализованы самые серьезные последствия –
последствия для здоровья людей. В ночь на 26 апреля 1986 г. около 400 работников
находились на станции. Все они подверглись облучению от различных источников:
внешнее гамма/бета – излучение от облака, облучение от фрагментов разрушенной
коры реактора, осаждение радиоактивных частиц на кожу и ингаляция радиоактивных
газов и частиц. Предварительный диагноз острой лучевой болезни (ОЛБ) был
поставлен 237 пациентам. Позднее диагноз ОЛБ различной степени тяжести был
подтвержден у 134 из них. Число умерших составило 28 человек. В последующие годы
от различных причин умерло еще 19 человек, перенесших острую лучевую болезнь.
Другим реализованным детерминированным эффектом острой фазы аварии
является лучевая катаракта. К сожалению, необходимого дозиметрического
обеспечения в период ликвидации острой фазы аварии обеспечено не было и для связи
данного диагноза с величиной облучения отсутствует необходимая дозиметрическая
информация. Поэтому, даже сегодня, более чем через 20 лет после аварии проводятся
исследования, направленные на решение данной проблемы.
Для населения, проживавшего на пострадавших в результате аварии территориях,
основным реализовавшимся последствием катастрофы явилась заболеваемость раком
щитовидной железы (ЩЖ). Ежегодное число вновь выявляемых заболеваний
составляет не менее 300 случаев. При этом радиационно-индуцированный
(атрибутивный) риск заболеть раком ЩЖ в течение жизни практически для всех,
проживавших в возрасте до 18 лет на момент аварии на территории республики
составляет 76,5% (!) и для лиц, кто на момент аварии был старше 18 лет – 15,6 %.
К другим возможным последствиям Чернобыльской катастрофы для жителей,
прилегающих к ЧАЭС территорий, относят заболеваемость лейкемией и солидными
раками, злокачественными опухолями других локализаций, сердечнососудистые и
цереброваскулярные заболевания, психологический и когнитивный статус у детей,
психические расстройства.
Сегодня, очевидно, что такого стечения обстоятельств, принятия неправильных
решений и как следствия развития аварии по такому катастрофическому сценарию со
столь тяжелыми последствиями здоровью людей проект атомной станций не
предусматривал.
В 1986-1990 гг. была проведена большая работа по уточнению причин аварии и ее
последствий. На международной конференции «Десять лет после Чернобыля – итоги
последствий аварии», состоявшейся в Вене (Австрия) в апреле 1996 г., было
зафиксировано следующее: «Основные причины чернобыльской аварии заключались в
совпадении серьезных недостатков в проектах конструкции реактора и системы его
остановки с нарушениями правил эксплуатации». Среди основных недостатков
конструкции реактора выделялось отсутствие средств, позволявших предотвратить
аварию при умышленных отключениях автоматики и нарушениях регламента
эксплуатации [1].
Опыт Чернобыльской аварии показал несостоятельность существовавших
подходов к обеспечению безопасности. Применяемый консервативный подход к
выбору сценариев возможных аварий и детерминистская методика подробного
инженерно-технического анализа максимальной проектной аварии игнорировали
вероятностную природу инцидентов, включающих суммарное воздействие
маловероятных факторов и человеческий фактор. Рассматриваемый в результате такого
анализа сценарий соответствовал реализации самых опасных событий в цепочке
последовательных технологических отказов проектной аварии. По результатам
моделирования максимальной проектной аварии оценивался предельный ущерб,
закладываемый в проект. В этом случае считалось, что если авария и будет
реализована, то последствия ее будут строго определены.
Не менее существенным ограничением являлось невозможность в силу
нравственных восприятий регламентировать риск в качестве показателя безопасности.
В результате игнорировался принцип принятия решений на основе вероятностных
оценок риска.
Осознание обществом факта вероятностной природы аварий привело к смене
концепции обеспечения безопасности. В результате в мировой практике
сформировалась концепция «приемлемого риска», основу которой составляют методы
вероятностного анализа безопасности.
Концепция построения системы безопасности, основанной на величине риска,
означало в некотором смысле революцию во взглядах на управление безопасностью:
если нельзя устранить саму опасность – необходимо снизить риск ее реализации.
Снижение риска является задачей мер защиты. Принятие решений об уровне
защиты определяется необходимой величиной снижения риска. Цель состоит в том,
чтобы снизить риск до приемлемого значения. Этот принцип оказывает определяющее
влияние на организацию защиты (рис. 1).
Опасность
Риск
Оцененный или рассчитанный
Устанавливаемый
приемлемый риск
Требования
по снижению риска
Защита от опасности
Рис. 1. Снижение риска: принцип реализации.
Таким образом, организация защиты преследует цель достигнуть уровни риска,
заранее определенные в качестве приемлемых.
На ранних этапах развития вероятностных подходов полагали, что величина
приемлемого риска является производным от уровня экономики страны. Чем выше
уровень экономики, уровень производственных отношений, культуры безопасности,
принятые в стране, тем выше уровень предъявляемых обществом требований к
безопасности потенциально опасных объектов, т.е. тем ниже значение приемлемого
(допустимого) риска. По мере развития экономики требования к безопасности должны
повышаться, а значения приемлемого риска – снижаться. Однако последствия
Чернобыльской катастрофы и в эти подходы внесли существенные коррективы. Стало
понятно, что уровень безопасности крупного ядерного объекта не может
рассматриваться с позиции экономической приемлемости в одной конкретной стране.
Безопасность эксплуатирующихся и вновь сооружаемых АЭС должна гарантироваться
всему международному сообществу.
Современные международные подходы к обеспечению безопасности АЭС,
включающие контроль потенциального облучения, основываются на концепции
глубокоэшелонированной защиты, предусматривающей широкий круг мер – от
предотвращения и контроля незначительных событий до управления авариями,
причиняющими крупный ущерб.
Количественные оценки вероятностей и последствий возможных аварий могут быть
использованы в качестве показателей достигнутого уровня безопасности.
Вероятностная цель безопасности обычно выражается в виде вероятности
возникновения в течение года определенного неблагоприятного события, такого, как
повреждение активной зоны или определенное радиологическое воздействие
вследствие облучения человека или группы лиц в результате аварии. Проведение
вероятностного анализа безопасности подразумевает анализ распространения
выбрасываемых за пределы герметичной оболочки радиоактивных веществ, оценку
создаваемых при этом доз облучения, расчет комплексных показателей безопасности,
включая оценку риска от АЭС. Следовательно, проведение такого анализа связано с
моделированием и расчетом ряда физических показателей, зависящих как от
конструкции ядерного реактора, параметров системы локализации, района и условий
протекания аварии. При этом, из соображений практической целесообразности уровень
риска в результате анализа должен быть представлен и как вероятностная оценка, и как
оценка возможных последствий.
Вероятностный анализ безопасности АЭС предусматривает систематический
подход к определению, является ли система безопасности адекватной, дизайн АЭС
сбалансированным, уровень глубокоэшелонированной защиты, установленным и
радиационный риск настолько малым, насколько это разумно достижимо. ВАБ
обеспечивает всеобъемлющий и структурированный подход к идентификации
сценариев отказов в работе реактора и получаемых численных оценок рисков для
персонала и населения. Вероятностный анализ, как правило, осуществляется для трех
следующих уровней.
На первом уровне рассмотрения определяется последовательность событий,
приводящих к повреждению активной зоны реактора. Выполняется оценка частоты
возможных повреждений активной зоны, делается заключение о надежности и
неустойчивости систем безопасности, разрабатываются процедуры, предупреждающие
повреждение активной зоны.
На втором уровне рассматриваются пути возможных выбросов радиоактивных
материалов из реактора, выполняются вероятностные оценки масштабов и частоты этих
выбросов. Выполнение этого анализа дает дополнительное понимание важности мер
предотвращения и смягчения аварий, таких например, как использование защитной
оболочки ядерного реактора.
Третий уровень рассмотрения включает непосредственные оценки радиационного
риска как оценки вероятностного ущерба здоровью, а также в рамках данного уровня
проводится оценка других социально-значимых рисков, таких как риск загрязнения
окружающей среды или продуктов питания.
Согласно [2] основной целью выполнения ВАБ блока АС при проектировании и
эксплуатации является комплексная качественная и количественная оценка уровня
ядерной и радиационной безопасности блока АС и принятие решения о возможности
сооружения и эксплуатации блока АС.
При принятии решений с использованием результатов ВАБ следует
руководствоваться значениями вероятностных показателей безопасности АС,
приведенными в действующих нормах и правилах в области использования атомной
энергии. При этом очень важно четко указать уровень, для которого применяются
оценки. Отсутствие четкого определения уровня решаемых задач приводит к
определенному недопониманию результатов вероятностного анализа. Выраженная в
категориях вероятностной оценки цель безопасности первого уровня используется в
качестве цели при разработке конструкции АЭС и достигнутый уровень рассматривают
как показатель требуемой степени безопасности функционирования систем станции с
учетом ограничений, характерных для вероятностных методов оценки. Цель
безопасности второго и третьего уровня может использоваться в качестве основы для
оценки и принятия решений по проблемам риска, связанного с эксплуатацией АЭС,
причем величина риска выражается и в качестве вероятностной оценки, и в качестве
оценки последствий.
Полученные в результате выполнения ВАБ оценки риска позволяют принимать
решения в части сравнения нескольких вариантов объекта и выполнения
принципиальной достижимости требуемой безопасности.
Для решения первой задачи необходимо сопоставить значения риска R,
вычисленные для нескольких вариантов объекта, и выбрать тот вариант, для которого
значение риска является минимальным. Решение второй задачи связано с
сопоставление вычисленного значения риск R с вероятностным критерием
безопасности S:
 если R ≤ S, то принимается положительное решение (требуемая безопасность
достижима);
 если R > S, то принимается решение о необходимости разработки
корректирующих мер при проектировании или эксплуатации объекта.
Таким образом, в основе принятия решений, по результатам выполненного ВАБ,
должны лежать заранее определенные в соответствии с концепцией приемлемого риска
численные значения вероятностных критериев безопасности.
Международная консультативная группа по ядерной безопасности (ИНСАГ) –
консультативный орган при Генеральном директоре МАГАТЭ – рекомендовала
количественные цели вероятностного подхода, представляющие приемлемый уровень
риска для различных гипотетических аварийных ситуаций [3]. Эти рекомендованные
количественные цели включают численные величины и известны в качестве
вероятностных критериев безопасности. Национальные регулирующие органы могут
настаивать на том, чтобы уровни рисков были даже ниже тех, которые рекомендуются
в международных масштабах.
Количественные цели охватывают гипотетическую частоту повреждений активной
зоны реактора, крупные выбросы радиоактивных материалов и воздействие на здоровье
населения.
В отношении частоты повреждений активной зоны реактора – самой
распространенной меры риска для большинства АЭС – ИНСАГ предложила
вероятность 10-5 в год для существующих станций и 10-6 в год для будущих станций.
Крупный выброс радиоактивных материалов может иметь серьезные последствия
для населения и потребует осуществления аварийных мер вне площадки. В этом случае
количественные цели ИНСАГ составляют 10-5 в год для существующих станций и 10-6 в
год для будущих станций.
В отношении воздействия на здоровье населения ИНСАГ не представила никаких
рекомендаций относительно количественных целей. Однако в некоторых странах
целевое значение для индивидуального риска летального исхода установлено на уровне
10-6 в год.
Соответствие выполненных оценок в результате ВАБ критерием безопасности
представляется в отчете (докладе) и является сегодня важным этапом управления
безопасностью. Экспертное заключение, разрабатываемое на основе результатов ВАБ,
должно способствовать эффективной разработке корректирующих мер при
проектировании или эксплуатации АЭС. Если по результатам экспертного заключения
органы государственного управления принимают решение о возможности выдачи
разрешения на соответствующий вид деятельности (лицензии), то необходимость
разработки корректирующих мер должна оговариваться в условиях действия лицензии,
что является важным аспектом управления безопасностью объекта.
Результаты проведения ВАБ на стадии эксплуатации объекта можно рассматривать
в контексте непрерывного повышения безопасности, даже в случае, когда признано, что
объект безопасен. В этом случае, организации, ответственные за проектирование и
эксплуатацию должны стремиться с помощью непрерывного выполнения элементов
ВАБ выявить потенциальные проблемы в области обеспечения безопасности.
Схематично роль ВАБ на этапе эксплуатации представлена на рис. 2.
Рис. 2. Роль ВАБ в повышении безопасности: 1 – уровень безопасности,
достигнутый на этапе проектирования; 2 – уровень безопасности после внедрения
корректирующих мер; t1 – время проведения ВАБ проекта; t2 – время внедрения
корректирующих мер по результатам экспертизы.
Стремление рассматривать проблему обеспечения безопасности как важную, но
уже решенную достижением вероятностного критерия безопасности на этапе
проектирования крайне опасно. По данным МАГАТЭ ([]) еще до чернобыльской аварии
отказы в оборудовании атомных станций являлись причинами четверти аварий,
случившихся на них в 14 странах мира:
Причины аварий на АЭС за период с 1971 по 1985 гг
Причина аварий
Ошибка в проекте
Износ оборудования, коррозионные процессы
Ошибки оператора
Ошибки в эксплуатации
Прочие причины
Доля аварий, %
30,7
25,5
17,5
14,7
11,6
Непрерывный анализ может помочь обнаружить возросшую вероятность отказа
прежде его реализации, что поможет в свою очередь предотвратить существенный
ущерб. Следовательно, проведение ВАБ может рассматриваться как обязательный
элемент в управлении безопасностью. Основой такого управления должно являться
соответствие результатов ВАБ принятым критериям безопасности.
Согласно технической информации [4] в проекте АЭС ВВЭР-1000 в основном
применяются отработанные технологии, узлы и системы, и максимально используется
опыт проектирования, изготовления и эксплуатации уже существующих АЭС этого
типа. В этих реакторах реализованы самые современные подходы к обеспечению
безопасности, основанные на принципе глубокоэшелонированной защиты и
предполагающие несколько последовательно срабатывающих уровней безопасности: в
случае непредвиденных ситуаций при отказе одного уровня защиты, безопасность
гарантируется
наличием последующих. Первый уровень защиты предотвращает
выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. На втором
гарантируется предотвращение выхода продуктов деления в теплоноситель главного
циркулярного контура. Третий контролирует предотвращение выхода продуктов
деления под защитную герметичную оболочку, и созданная система защитных
герметичных ограждений предотвращает выход продуктов деления в окружающую
среду.
На случай отказа всех физических барьеров безопасности существует еще один
дополнительный защитный уровень, на котором определенные защитные системы
включаются автоматически, когда даже самые незначительные показатели работы АЭС
(температура, давление, мощность и другие) начинают превышать определенные
показатели. Это так называемая пассивная, т.е. не требующая вмешательства
операторов и подвода энергии от внешних источников система безопасности и
гарантирующая, в случае необходимости, надежный останов реактора.
Безопасность АЭС обеспечивается при нормальной эксплуатации в течение всего
проектного срока службы, принятого равным 50 лет, при возникновении заданного
проектом количества аварийных ситуаций, а также при проектных и запроектных
авариях. Вероятность значительного повреждения топлива – плавления не превышает
10-6 в год на реактор, а вероятность превышения предельного аварийного выброса,
приводящего к необходимости эвакуации населения за пределы расстояний,
устанавливаемых нормативными требованиями к размещению АЭС, не превышает 10 -7
в год на реактор. Уровни воздействия на населения при работе АЭС данного типа
составляют не более 0,1 % от существующего облучения, что соответствует
международным рекомендациям.
Собственных исследований безопасности проектов АЭС типа ВВЭР-1000 в
Республике Беларусь не проводилось. Однако результаты работы ([5]), выполненной
еще в 1997 году по оценке возможного радиационного загрязнения воздуха, почвы и
прогноз оценок доз для населения при нормальной эксплуатации и в случае аварийных
ситуаций на примере реактора типа ВВЭР-640 свидетельствуют о соответствии уровней
безопасности реакторов данного типа существующим национальным критериям [6].
На сегодняшний день в Республике Беларусь в качестве закрепленного в
нормативно-правовых документах вероятностного показателя безопасности можно
рассматривать только предел индивидуального пожизненного риска в условиях
нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года, равный для
населения - 5×10-5 [6]. Приведенное значение допустимо интерпретировать как
вероятностный критерий безопасности для ВАБ третьего уровня. Однако самой
распространенной мерой риска для большинства АЭС в международной практике
определена вероятность в единицу времени (частота) повреждений активной зоны
реактора [3].
Следовательно, в свете планируемого развития ядерной энергетики в Беларуси для
возможности реализации эффективного управления в области приятия решений по
вопросам ядерной безопасности нужно совершенствовать существующую
нормативную базу. При этом при разработке нормативно-технической и методической
документации необходимо регламентировать вероятностные критерии безопасности,
позволяющие осуществлять поддержку принятия решений по таким существенным
вопросам как ядерная и радиационная безопасность.
Список литературы
1. 20 лет после чернобыльской катастрофы: последствия в Республике Беларусь и
их преодоление. Национальный доклад/ Под редакцией В.И. Шевчука, В.Л.
Гураческого. – Комчернобыль, Минск, 2006.
2. Safety Analysis for Research Reactors/ Safety reports series no. 55 IAEA, Vienna,
2008.
3. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3,
IAEA, Vienna, 1988.
4. Combining Risk Analysis and Operating Experience (Report of a Technical
Committee Meeting, Vienna, 25-29 November 1985), IAEA, Vienna, 1986.
5. Техническая информация о вновь разрабатываемых проектах АЭС с реакторами
ВВЭР, Атомэнергопроект, Санкт-Петербург, 1996.
6. Оценка возможного радиационного загрязнения воздуха, почвы и прогноз
дозовых нагрузок на население при нормальной эксплуатации и в случае
аварийных ситуаций. Отчет о научно-исследовательской работе/ руководитель
работ О.И. Ярошевич, ответственный исполнитель А.П. Якушев. – Институт
проблем энергетики НАН Беларуси, Минск, 1997.
7. Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000), Минск, 2000.