На главную страницу Rambler's Top100

О журнале

Архив

Разделы

Полезные ссылки

Rambler's Top100

Yandex.CN Сделано для России , тематический каталог отборных русских сайтов.

 

А. В. Антонов


Обнинский институт атомной энергетики, декан факультета кибернетики, доктор технических наук, профессор

 

Г. А. Ершов


«СПбАЭП» (филиал ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ»), доктор технических наук, профессор, главный инженер проекта, Санкт-Петербург

 

О. И. Морозова


Обнинский институт атомной энергетики, аспирант
  • Энергобезопасность и энергосбережение №5, 2014

    Основные критерии приемлемости риска от эксплуатации энергоблоков атомных станций

    Обеспечение безопасности энергоблоков атомных станций является первостепенной задачей их эксплуатации. В настоящее время оценка приемлемости уровня безопасности энергоблоков производится сравнением вероятностных показателей безопасности с целевыми значениями. Однако в действующих российских нормативно-технических документах не приводится обоснование применимости целевых значений указанных показателей. В статье проведён анализ действующих в России значений вероятностных показателей безопасности и установлено, что они лежат в рамках общепринятых подходов к анализу риска возникновения техногенных аварий, а эксплуатация энергоблоков связана с теми же рисками возникновения аварий, что и любые другие виды человеческой деятельности.

    Ключевые слова: энергобезопасность, вероятностные показатели безопасности, риск, приемлемость риска

    Безопасности энергоблоков атомных станций посвящено большое количество исследований, позволяющих рассматривать энергоблоки как сложные технические системы, на которые оказывают влияние различные факторы природного и техногенного характера [1–5]. Один из наиболее эффективных методов анализа и обеспечения безопасности энергоблока – метод вероятностного анализа безопасности. Метод представляет собой системный анализ уровня безопасности, в процессе которого разрабатываются логико-вероятностные математические модели, определяются значения вероятностных показателей безопасности; результаты используются для количественных оценок уровня безопасности энергоблока и для выработки решений при его проектировании и эксплуатации [5, 6, 7–9].

    Выполнение вероятностного анализа безопасности (ВАБ) позволяет оценивать безопасность энергоблоков атомных станций (ЭБ АС) с позиций рисков радиационного воздействия на население и окружающую среду, так как наличие дополнительного радиационного риска является специфическим экологическим последствием эксплуатации ЭБ АС [10]. При этом термин «риск» имеет одну из следующих трактовок [1, 4, 8]:

    – вероятность неблагоприятного радиационного события;

    – нанесённый неблагоприятным радиационным событием ущерб, выраженный в натуральном эквиваленте;

    – комплексная мера опасности, выраженная в условных единицах, т. е. произведение вероятности реализации неблагоприятного события, например аварии на ЭБ АС, связанной с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду, на величину ущерба от этого события.

    В общем случае величина риска измеряется в единицах ущерба [11]. Если тяжесть конкретного ущерба или характер нежелательного события предварительно оговорены, величина риска измеряется безразмерной вероятностью или частотой проявления таких событий (например, гибель человека, повреждение активной зоны ЭБ АС при аварии) [1, 4, 8, 12].

    В области использования атомной энергии оценка приемлемости уровня безопасности энергоблоков производится путём сравнения полученных по результатам ВАБ значений вероятностных показателей безопасности (ВПБ) с установленными в [12] их целевыми значениями. Приведены следующие целевые значения ВПБ:

    1. «В целях исключения необходимости эвакуации населения за пределы зоны планирования защитных мероприятий, устанавливаемой в соответствии с нормативными требованиями к размещению АС, следует стремиться к тому, чтобы оцененное значение вероятности установленного этими требованиями предельного аварийного выброса не превышало 1Е-7 на реактор в год» (п. 1.2.17); обозначение 1Е-n соответствует значению 10 -n .

    2. «Следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе ВАБ значение суммарной вероятности тяжёлых запроектных аварий не превышало 1Е-5 на реактор в год» (п. 4.2.2).

    Уровень безопасности ЭБ АС оценивается как приемлемый, если оцененные по результатам ВАБ значения ВПБ не превышают установленных целевых значений [5]. Однако ни в [12], ни в каких-либо других российских нормативно-технических документах не приводится обоснование правомерности применяемых целевых значений ВПБ, которые, таким образом, фактически принимаются на веру.

    Классификация рисков, возникающих при эксплуатации промышленных объектов

    Нормирование риска – это процесс установления приемлемых уровней риска для индивидуумов, социальных групп, общества и окружающей среды [3, 5, 8]. Нормирование риска наряду с идентификацией, оценкой и прогнозом – это элементы анализа риска и часть процесса управления рисками при эксплуатации ЭБ АС. В общем случае под приемлемым риском понимается риск, уровень которого допустим и обоснован исходя из экономических и социальных соображений. Однако в большинстве случаев при выборе приемлемого риска экономические соображения использовать затруднительно, и чаще оперируют только социальными критериями [5, 8].

    Риск от эксплуатации ЭБ АС как промышленного объекта является приемлемым, если его величина настолько незначительна, что ради выгоды, получаемой от эксплуатации данного техногенного объекта, общество готово пойти на такой риск. Объект, риск эксплуатации которого меньше приемлемого, можно считать безопасным [1, 3–5, 8].

    Кроме приемлемого риска существует понятие контролируемого риска, при котором производственная деятельность допускается, однако объект не считается безопасным. Система управления рисками на объекте с контролируемым уровнем риска направлена на достижение и/или обеспечение приемлемого уровня риска [1, 4, 8].

    Величины рисков, возникающих при эксплуатации промышленных объектов

    При анализе риска прежде всего определяются опасности, которые необходимо исследовать, и устанавливаются меры этих опасностей [4, 8]. Для выбранной меры опасности оцениваются уровни приемлемого риска. При этом выбор приемлемого риска, как правило, является составной частью анализа риска, а не показателем, входящим в состав исходных данных, которые, в свою очередь, используются при анализе риска. К исходным данным относятся критерии, на основании которых в процессе анализа риска принимаются решения о допустимом (приемлемом) уровне риска [1, 8].

    На государственном уровне методология анализа и управления риском, основанная на концепции приемлемого риска, впервые была законодательно принята в 1985 г. в Нидерландах [4, 8]. Согласно этому закону, вероятность смерти в течение года от опасностей, связанных с техносферой, больше 1Е-6 для индивидуума считается недопустимой (неприемлемой), меньше 1Е-8 – пренебрежимой. Область приемлемого риска исходя из экономических и социальных соображений соответствует диапазону 1Е-6...1Е-8 [4, 8].

    Принятие в Нидерландах области приемлемого риска в диапазоне 1Е-6...1Е-8 было обусловлено следующим. За основу принят риск смерти индивидуума в возрасте 10–15 лет, который, согласно статистическим данным по возрастной смертности, составляет примерно 1Е-4 в год и является минимальным на протяжении всей его жизни. Для сравнения необходимо отметить, что для человека максимальный риск смерти соответствует первому году его жизни и равен 2Е-2 в год [4]. В Нидерландах для предельно допустимого уровня индивидуального риска принято значение, составляющее 1 % от риска смерти в возрастном интервале 10–15 лет, т. е. предельно допустимый уровень индивидуального риска принят равным 1Е-6 в год [4, 8].

    Для проектирования новых промышленных объектов в Нидерландах на законодательном уровне установлен пренебрежимый уровень индивидуального риска 1Е-8 в год и максимально допустимый уровень индивидуального риска 1Е-6 в год [8]. Указанные значения приемлемого риска, полученные на основании самого известного критерия в одной из самых благополучных с точки зрения промышленного развития и культуры промышленной безопасности стран, используются в качестве ориентира. Критерии риска, принятые к использованию в практической деятельности, представлены в табл. 1 [8]. В отличие от индивидуального, социальный риск даёт оценку воздействия на население, которое проживает вблизи промышленного объекта [5, 8, 9]. В ряде других стран для индивидуального риска установлены большие значения (табл. 2 [12]), чем в Нидерландах, тем не менее, уровень риска наступления смерти выше величины 1Е-4 в год однозначно признаётся неприемлемым (чрезмерным).


    Во многих других экономически развитых странах был использован стандарт, введённый в Нидерландах и применяющийся в практике лицензирования потенциально опасных промышленных объектов. Этот стандарт задаёт максимально приемлемые уровни индивидуального техногенного риска для населения, которое проживает в регионе размещения этих объектов [4]. Например, комитет по здравоохранению и промышленной безопасности Великобритании в качестве нижней границы риска использует величину риска 6Е-6 в год [6, 8]. Была разработана концепция ALARP (As Low As Reasonably Practicable) – «как можно ниже по разумным соображениям практичности». Зона ALARP представляет собой интервал между «терпимым» риском 1Е-4 в год и широко приемлемым риском 1Е-6 в год.

    Другими критериями выбора уровня приемлемого риска являются существующие уровни риска, с которыми общество так или иначе мирится или готово мириться. Если общество соглашается с существующим уровнем риска, то этот риск является приемлемым, по крайней мере, для рассматриваемого вида опасности. Однако стоит отметить, что для другого вида опасности общество не согласится с таким же уровнем риска (вероятностью реализации неблагоприятных событий) [5, 8].

    Критерии риска, принятые в практической деятельности в Великобритании и Австралии, представлены в табл. 2 [8].

    Подходы к выбору значений целевых показателей безопасности

    Для выбора нормативных значений ВПБ существует ряд общепринятых подходов.

    1. Назначение ВПБ на основе уровней, которые соответствуют статистическим данным об авариях в данной отрасли (табл. 3 [2]) и которые в настоящее время считаются приемлемыми. С социально-психологической точки зрения в расчёты обычно закладывают значения риска, которые на полпорядка или на порядок меньше достигнутого к настоящему времени уровня. В гражданской авиации при средней вероятности катастроф 3Е-5...5Е-5 на 100 тыс. часов полёта назначают ВПБ для конструкции 1Е-5 [8]. Однако при этом учитывают, что лишь примерно 10 % от общего числа авиакатастроф вызваны разрушением конструкции в воздухе [8].

    2. Назначение ВПБ на основе уровня, существующего в смежных (в частности, конкурирующих) отраслях: обычно назначают показатели риска примерно на порядок меньше, чем в конкурирующих отраслях [8, 12]. Необходимо отметить, что сопоставление статистических данных об авариях на объектах атомной промышленности и авариях на объектах иных отраслей является некорректным, так как атомная промышленность связана с принципиально иными социально-экономическими и биологическими последствиями аварий [2].

    При назначении ВПБ на основе уровней, которые соответствуют статистическим данным об авариях в данной отрасли и в настоящее время считаются приемлемыми, и на основе уровней, существующих в смежных отраслях, возникает вопрос об истинной значимости столь малых вероятностей, как, например, 1Е-7 в год из расчёта на один ЭБ АС. Отчасти эти вероятности обеспечены путём выбора расчётных нагрузок и воздействий (в виде назначенной обеспеченности), отчасти введением коэффициентов запаса по материалам. Для особенно ответственных объектов высокий уровень безопасности получают в результате многократного резервирования (например, системы защиты ЭБ АС от плавления активной зоны и выброса радиоактивных веществ за пределы защитной оболочки реакторной установки) [8].



    Как показывает статистика [5], большая часть аварий на строительных конструкциях происходит на стадии их возведения. Вероятность разрушения на стадии эксплуатации не превышает 1Е-4, а среднее число жертв при серьёзных авариях имеет порядок единицы и менее. Анализ действующих в настоящее время норм в области проектирования зданий и сооружений показывает, что в действующих нормах заложены запасы надёжности, отвечающие годовому риску 1Е-5 и менее. Здесь, как и в большинстве других отраслей, соблюдается на интуитивном или эмпирическом уровнях следующий принцип: должен быть обеспечен на порядок более высокий уровень безопасности, чем это следует из статистики аварий [5, 8].

    Из анализа зарубежных данных [2, 8] следует, что значения рисков наступления неблагоприятных событий, которые воспринимаются большинством жителей как приемлемые, лежат в области 1Е-5...1Е-4. Верхняя граница отвечает риску, связанному с несчастными случаями в быту, нижняя – риску от поражения молнией. Соответственно, можно говорить о терпимом риске (порядка 1Е-4) и о приемлемом риске (порядка 1Е-5) [8]. Указанные значения могут изменяться в зависимости от экономических, социальных и демографических факторов [5].

    Таким образом, относительно рисков от эксплуатации энергоблоков атомных станций и, в частности, целевых значений вероятностных показателей безопасности можно утверждать, что эксплуатация энергоблоков связана с теми же вероятностями возникновения техногенных аварий, что и любые другие виды человеческой деятельности; целевые вероятностные показателей безопасности, применяемые для обеспечения безопасности эксплуатации энергоблоков атомных станций в России, лежат в рамках общепринятых подходов к нормированию рисков от различных видов человеческой деятельности и невыходят за их пределы.

    Литература

    1. Вишняков Я. Д., Радаев Н. Н. Общая теория рисков. – М.: Академия, 2008. – 368 с.

    2. Гордон Б. Г. Идеология безопасности. – М.: Труды НТЦ ЯРБ, 2006. – 236 c.

    3. Гордон Б. Г. Эволюция безопасности атомных станций / / Информационное агентство «ПроАтом» [Электронный ресурс]. Код доступа: www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=3502.

    4. Основы обеспечения экологической безопасности химических производств с использованием методов анализа риска. Риск: терминология, классификация, подходы к нормированию. Основные этапы анализа и оценки экологического риска на территориях, прилегающих к химическим предприятиям [Электронный ресурс]. Код доступа: www.cis/download/lek_3.doc.

    5. Острейковский В. А., Швыряев Ю. В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ. – М.: Физматлит, 2008. – 352 с.

    6. PRA Procedures Guide: A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants: Chapters 1–8 (NUREG/CR-2300, Vol. 1) [Электронный ресурс]. Код доступа: www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/contract/cr2300/vol1.

    7. Об утверждении Положения об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока атомной станции [Электронный ресурс]. Код доступа: www.secnrs.ru/state_job/11_519.pdf.

    8. Технический отчёт «Исследование методологии применения вероятностного анализа безопасности (ВАБ) в области магистрального нефтепроводного транспорта на основе анализа отечественного и мирового опыта. Разработка основополагающих нормативных и методических документов внедрения ВАБ для объектов магистральных нефтепроводов». Этап № 1. «Анализ основных тенденций развития и перспектив при обеспечении безопасности потенциально-опасных промышленных объектов». – М.: ВНИИСТ, 2005. – 164 с.

    9. Швыряев Ю. В. Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР: Дисс. д-ра технич. наук. – М.: 2004. – 340 с.

    10. Кузнецов В. М., Шингаркин М. А., Хвостова М. С. Обеспечение радиационной безопасности населения, радиационно-экологический мониторинг гидросистем и территорий, находящихся в зоне воздействия ФГУП ПО «Маяк».– М.: «НИПКЦ Восход-А», 2013. – 160 с.

    11. Нормы радиационной безопасности (НРБ 99/2009). Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09, утверждённые постановлением Главного государственного санитарного врача России 7 июля 2009 г. № 47.

    12. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. (ОПБ 88/97). НП 001 97, утверждённые постановлением Госатомнадзора России 14 ноября 1997 г. № 9. Введены с 1 июля 1998 г.

  • © «Московский институт энергобезопасности и энергосбережения»
    Полное или частичное использование материалов возможно только с разрешения редакции.
    Политика в отношении персональных данных
    Зарегистрирован в Федеральной службе по надзору в сфере массовых коммуникаций, связи и охраны культурного наследия. Свидетельство ПИ № ФС77-28742

    webmaster: webmaster@endf.ru