Ключевые факторы безопасности и их оценка в процессе реакторного надзора NRC

А.М.Букринский, заслуженный энергетик России

В первой статье был представлен краткий обзор атомного надзора, осуществляемого в США Комиссией по ядерному регулированию (NRC). составной частью атомного надзора является процесс реакторного надзора (ROP), который основан на контроле семи ключевых факторов безопасности (Cornerstones) и трех факторов широкого влияния (Cross-Cutting Areas). более подробно этот процесс представлен ниже.


1. Показатели состояния ключевых факторов безопасности

состояние ключевых факторов безопасности оценивается с помощью специально сформированных показателей состояния (Performance indicators), которые лицензиат представляет инспекторам NRC ежеквартально. Дополнительно для оценки ключевых факторов безопасности используются результаты инспекций, там, где принятых показателей состояния недостаточно, или они неполностью характеризуют контролируемую зону. На основе инспекций также оцениваются факторы широкого влияния, входящие в базовую структуру процесса реакторного надзора.

В базовом документе по ROP [2] принятые ключевые факторы безопасности характеризуются следующим образом.

1. Исходные события – назначением этого ключевого фактора является ограничение частоты таких событий, которые нарушают стабильную работу установки и требуют выполнения важных функций безопасности, как в рабочем, так и в остановленном состоянии. Если надлежащим образом этому не противостоять и будет повреждено множество барьеров, то такая реакторная авария может нарушить безопасность и причинить вред здоровью людей. Лицензиаты могут снизить вероятность реакторных аварий, поддерживая низкую частоту потенциально опасных исходных событий. Такие события включают отключение реактора из-за отключения турбины, потерю питательной воды, потерю внешнего энергоснабжения и другие реакторные переходные процессы.

В число принятых показателей состояния этого ключевого фактора согласно [3] и [4]  входят:

-      Незапланированные отключения реактора, как автоматические, так и ручные;
-      Незапланированные отключения реактора (автоматические и ручные), усложненные дополнительными отказами, например, потерей нормального охлаждения реактора;
-      Незапланированные изменения мощности реактора.

2. Системы ограничения последствий – назначением этого ключевого фактора является обеспечение готовности, надежности и эффективности систем, противостоящих переходным процессам станции и реакторным авариям. Лицензиаты снижают вероятность реакторных аварий, повышая готовность и надежность таких систем. Системы ограничения последствий включат такие системы, которые связаны с аварийным впрыском, отводом остаточного тепловыделения и их обеспечивающими системами, такими, например, как система аварийного электроснабжения. Этот ключевой фактор включает системы ограничения последствий как в рабочем, так и в остановленном состоянии реактора.

согласно [3] и [4] одним из принятых показателей состояния этого ключевого фактора является, так называемый «индекс функционирования» соответствующей системы (Mitigating System Performance Index). Этот индекс связан с показателями неготовности и ненадежности важных систем безопасности и влиянием их на вероятность повреждения активной зоны. Он вычисляется для нескольких наиболее важных систем безопасности. Другим показателем состояния  этого ключевого фактора является число отказов систем безопасности за определенный период времени.

3. Целостность барьеровназначение этого ключевого фактора состоит в том, чтобы барьеры защищали население от радиоактивных выбросов, вызванных авариями. Лицензиаты могут снизить воздействие реакторных аварий или других событий, поддерживая целостность барьеров. К барьерам относятся оболочки топлива, граница контура теплоносителя реактора и защитная оболочка.

В качестве показателей состояния для этого ключевого фактора принята активность теплоносителя первого контура, как показатель неплотности топливных оболочек, и величина течи из первого контура. Состояние третьего барьера оценивается только инспекционными методами.

4. Аварийная готовностьназначение этого ключевого фактора состоит в том, чтобы действия, предпринятые во время чрезвычайной ситуации по противоаварийному плану, обеспечивали безопасность и защиту здоровья населения. Лицензиаты могут обеспечить корректную реализацию противоаварийного плана за счет соответствующей подготовки и тренировок. Это даст обоснованную уверенность в том, что лицензиат сможет эффективно защитить здоровье населения и обеспечить безопасность в случае радиологической чрезвычайной ситуации. Этот ключевой фактор не включает внешние действия, которые обеспечиваются Федеральным агентством по чрезвычайным ситуациям (Federal Emergency Management Agency).

Для этого ключевого фактора принято три показателя состояния:
-      Проведение противоаварийных тренировок подразделениями реагирования в чрезвычайных ситуациях;
-      Готовность подразделений реагирования к чрезвычайным ситуациям;
-      Наличие системы сигнализации и оповещения жителей окрестных территорий.

5. Радиационная защита персоналаназначение этого ключевого фактора состоит в том, чтобы защитить здоровье рабочих и обеспечить их безопасность от облучения радиоактивными  веществами при обычной работе гражданских реакторов. Это облучение возможно в слабо контролируемых или вовсе не контролируемых зонах. Возможно также необоснованное облучение  рабочих радиоактивными веществами. Лицензиаты могут поддерживать профессиональное облучение рабочих, придерживаясь соответствующих регулирующих ограничений и принципа ALARA (as low as is reasonably achievable).

Показателем состояния для этого ключевого фактора является эффективность контроля профессионального облучения. Этот показатель отслеживает контроль доступа и работу в радиологически  опасных зонах, а также случаи отказа предусмотренных мер (барьеров), приводящие к незапланированному облучению.

 6. Радиационная защита населенияназначение этого ключевого фактора состоит в том, чтобы обеспечить надлежащую безопасность и защиту здоровья населения от облучения радиоактивными веществами, выделяющимися на заселенные территории в результате обычной работы гражданских ядерных реакторов. Эти выделения включают газы, жидкости и загрязненные твердые материалы. Сюда также относятся выделения, связанные с транспортировкой радиоактивных веществ и отходов за пределами площадки. Лицензиаты могут обеспечить защиту населения, соблюдая соответствующие регулирующие ограничения, а также принцип ALARA.

Для этого ключевого фактора в качестве показателя состояния приняты случаи, превышения радиологическими выделениями уровней, предусмотренных технологическим регламентом, за определенный период времени.

7. Физическая защитаназначением этого ключевого фактора является обеспечение уверенности в том, что система физической защиты лицензиата и его программа контроля и учета материалов построены по принципу глубоко эшелонированной защиты и обеспечивают защиту от проектных угроз радиологических диверсий и других внешних и внутренних угроз, а также от воровства или пропажи радиологических материалов.

NRC активно контролирует этот ключевой фактор, однако информацию о нем считает закрытой.
 
В [5] приведена информация о трех показателях состояния, используемых для контроля этого ключевого фактора. Это:
-      Индекс работы охранного оборудования защищенных зон, определяемый временем неготовности этого оборудования (скрытые телекамеры, система детектирования неразрешенного проникновения);
-       Выполнение программы проверки персонала для доступа в охраняемые зоны без сопровождения;
-      Выполнение программы контроля и обеспечения надежности персонала для выполнения служебных обязанностей.

2. Факторы широкого влияния

Факторы широкого влияния включают:
-      человеческий фактор;
-      благоприятную для безопасности рабочую обстановку, при которой каждый работник поощряется быть приверженным приоритету безопасности и может без страха поднимать вопросы безопасности перед руководством вплоть до NRC;
-      эффективность выявления и решения проблем безопасности лицензиатом.
Это хорошо известные элементы культуры безопасности. Они оказывают влияние на все семь ключевых фактора безопасности, рассмотренных выше, и отражаются на соответствующих показателях их состояния. Контроль и оценка факторов широкого влияния обеспечиваются за счет инспекций.

В [6] представлены 32 зоны для проведения инспекций для контроля шести ключевых факторов, кроме «Физической защиты», информацию о которой NRC ограничивает. Для каждой из указанных зон в Руководстве по инспекциям предусмотрены соответствующие инструкции (Inspection Procedure, IP). Сюда входят как инспекции для контроля ключевых факторов безопасности там, где недостаточно показателей состояния, так и инспекции для контроля факторов широкого влияния. Эти инспекции планируются как базовые и большинство из них проводится не реже одного раза в год. В случае выявления каких либо проблем могут назначаться дополнительные инспекции.

3. Структура процесса реакторного надзора

В [2]  для каждого ключевого фактора безопасности приведены схемы, раскрывающие структуру влияний, оказываемых на ключевые факторы со стороны проекта, условий эксплуатации, факторов широкого влияния и т.п. Там же приведены все принятые показатели состояния и зоны их действия, а так же зоны контроля инспекционными методами.

Эти схемы, которые воспроизведены на рисунках 1 – 9[1], полностью раскрывают структуру действующего в настоящее время в США процесса реакторного надзора.

На схемах используется довольно много сокращений, которые сохранены в таком виде, как они представлены в первоисточнике. Часть этих сокращений расшифрована в первоисточнике и соответственно переведена на русский язык на самих схемах, а для остальных расшифровка, выполненная на основе документов NRC  [2]  и [7], приведена ниже. 

Перечень оригинальных сокращений, используемых в схемах рисунков 1 – 9, расшифровка которых на схемах не представлена:
ALARA - As Low As is Reasonably Achievable (Так низко насколько это достижимо на разумной основе)
ANS - Alert and Notification System (Система сигнализации и оповещения)
AOP – Abnormal Operation Procedure (Инструкция по эксплуатации при нарушениях)
ARM Cals – Area Radiation Monitor Calibrations (Калибровки монитора радиационных зон)
DOT - U.S. Department of Transportation (Департамент транспортировки США)
EOP – Emergency Operation Procedure (Инструкция по ликвидации аварии)
EP – Emergency Preparedness (Аварийная готовность)
ERO - Emergency Response Organization (Подразделения реагирования в чрезвычайных ситуациях)
FEMA - Federal Emergency Management Agency (Федеральное агентство по чрезвычайным ситуациям)
FME – Foreign Material Exclusion (Исключение попадания посторонних предметов)
HRA - High Radiation Area (Зона высокой радиации)
ISI – In-service Inspection (Эксплуатационный контроль)





















Перечень оригинальных сокращений, используемых в схемах рисунков 1 – 9, расшифровка которых на схемах не представлена (продолжение):
ISLOCA - Interfacing System Loss-of-Coolant-Accident (Авария с межсистемной течью теплоносителя)
LOCA (S, M, L) - Loss of Coolant Accident (Small, Middle, Large) (Авария с потерей теплоносителя (малая, средняя, большая))
RCS - Reactor Coolant System (Система теплоносителя реактора)
RP - radiation protection (Радиационная защита)
SGTR - Steam Generator Tubes Rupture (Разрыв трубок парогенератора)
S/G – Steam/ Generator (Парогенератор)
SOP – Standard Operation Procedure (Стандартная эксплуатационная инструкция)
SS – Safety System (Системы безопасности)
SSC - structures, Systems, and Components (Конструкции, системы и компоненты)
TS – Technical Specifications (технологический регламент)
VHRA - Very High Radiation Area (Зона очень высокой радиации)

На схеме Рис.1 один из показателей состояния ключевого фактора «Исходные события» - SD расшифрован как Shutdown Margin (Future) - Запас безопасности при остановке. Это одно из ранних наименований показателя состояния «Незапланированные отключения реактора (автоматические и ручные), усложненные дополнительными отказами».

На приведенных схемах кроме зон инспекций, ежегодно планируемых на базовой основе, указаны инспекции, проводимые также ежегодно, для  проверки показателей состояния ключевых факторов безопасности, а также инспекции для контроля фактора широкого влияния «эффективность выявления и решения проблем безопасности лицензиатом», обозначаемого на схемах как PI&R. Этой части инспекционной деятельности NRC придает особое значение для оценки соответствия деятельности лицензиата регулирующим требованиям.

4. Заключение

В приведенном выше материале представлено достаточно детальное представление о процессе реакторного надзора, осуществляемого в США NRC. Тем не менее, многие вопросы, несомненно, представляющие интерес для специалистов, остались нераскрытыми. Это, например, процесс определения значимости результатов инспекций, риск-ориентированный подход к проведению инспекций и выполнению работ и др. Все они могут быть предметом рассмотрения в будущем.

 Литература
1
.        Букринский А.М. атомный надзор в США (основные черты и особенности). Сборник Ростехнадзора «Ядерная и радиационная безопасность» №1, 2009.
2.        US Nuclear Regulatory Commission, Inspection Manual Chapter 0308,
reactor oversight process (rop) basis document, 2007.
3.        US Nuclear Regulatory Commission, Inspection Manual Chapter 0608,
Performance Indicator Program, 2007.
4.         US Nuclear Regulatory Commission, Inspection Manual Chapter 0308, Att 1 Technical Basis for Performance Indicators. 2007.
5.        US Nuclear Energy Institute. Regulatory Assessment Performance Indicator Guideline. NEI 99-02 Revision 5. 2007.
6.        US Nuclear Regulatory Commission, Inspection Manual Chapter 0308, Att 2 Technical Basis for Inspection Program. 2006.
7.        US Nuclear Regulatory Commission. Staff Requirements - SECY-99-007 - Recommendations For Reactor Oversight Process Improvements and SECY-99-007a - Recommendations For Reactor Oversight Process Improvements (Follow-up to SECY-99-007), Staff Requirements Memorandum, June 18, 1999


[1] Для ключевого фактора «Целостность барьеров» представлено три схемы -  по одной для каждого из барьеров.

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

назад

Материалы из архива

1.2006 Ядерные материалы: проблемы собственности

А.И.Иойрыш, д.ю.н., профессор, заслуженный юрист РФ, руководитель проблемной группы мирного использования атомной энергии Института государства и права РАН; В.Г.Терентьев, д.т.н., профессор, лауреат Государственной премии СССР, начальник отделения законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома; А.Б.Чопорняк, к.ю.н., начальник отдела законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома До принятия закона «Об использовании атомной энергии» юридические лица в сфере своей хозяйственной деятельности заключали договора поставки и купли–продажи, в том числе и в отношении ядерных материалов, в соответствии с действующим ГК РФ.

11.2009 Инвестиционные решения

А.Б.Крутик, д.э.н., профессор,  Заслуженный деятель науки РФ; Никольская Е.Г. , к.э.н, Решетова М.В., к.э.н.,  Санкт-ПетербургСоздание новых и реконструкция старых предприятий, строительство жилья, других объектов социальной сферы, создание новых рабочих мест зависит от процесса инвестирования. Источником инвестиций являются сбережения, представляющие собой располагаемый доход за вычетом расходов на личное потребление.Инвестиции будут выгодны только в том случае, когда ставка банковского процента не превышает ожидаемой нормы прибыли, иначе инвестору выгоднее размещать свои средства на банковских счетах.

12.2008 Лучшей заменой АЭС в Литве будет газ

Константин Симонов, генеральный директор Фонда национальной энергетической безопасности: - Атомные станции очень сложно и дорого строить. Есть опасения, что заявленные "советские" темпы - по два реактора в год - соблюдаться не будут, тем более в условиях кризиса. У нас в этой сфере достаточно много проблем - и в машиностроении, и у всех остальных участников производственной цепи. Надо понять, кто будет строить реакторы, кто будет строить станции, и надо помнить, что мощностей для строительства реакторов очень мало,..