Технические условия на проведение стресс-тестов, ветка для обсуждения предложений Опции

[AtomInfo.Ru]

Технические условия на проведение нагрузочных испытаний
Предложение рабочей группы WENRA
12 апреля 2011

Введение

Учитывая аварию на АЭС Фукусима в Японии, Совет Европейского союза сделал следующее заявление: “необходимо пересмотреть безопасность всех АЭС в странах Европейского союза путем выполнения всесторонней и прозрачной оценки риска (с применением "нагрузочных испытаний"); Европейской группе регулирующих органов по вопросам ядерной безопасности (ENSREG) и Европейской комиссии предлагается установить объемы и условия проведения таких испытаний координированным путем в свете уроков, извлеченных из аварии на Японской АЭС, с полным привлечением стран-членов и максимальным использованием существующего экспертного потенциала (в особенности, привлечение Ассоциации западноевропейских органов ядерного регулирования (WENRA)); оценка будет выполняться независимыми национальными органами с применением партнерских проверок; данные по результатам оценок и любых последующих необходимых мероприятий должны представляться Европейской комиссии и общественности; Европейский совет выполнит оценку начальных заключений к концу 2011 года на основании отчета Комиссии”.

На протяжении пленарного заседания 22 и 23 марта 2011 года, члены WENRA решили установить “независимое техническое определение "нагрузочного испытания" со стороны регулирующих органов, а также его применение к ядерным установкам в странах Европы”. Это является целью данного документа.

Определение "нагрузочных испытаний"

Мы определяем “нагрузочное испытание” как целевую переоценку запасов надежности атомных электростанций в свете событий на АЭС Фукусима: экстремальные природные воздействия, которые влияют на возможность выполнения функций безопасности АЭС и приводят к тяжелой аварии.

В рамках данной переоценки будут проверены предупредительные мероприятия и установлена реакция атомной электростанции на ряд экстремальных воздействий (которые указаны в следующем разделе “Технический объем”), выбранных на основании концепции глубокоэшелонированной защиты (исходные события, потеря функций безопасности, вопросы управления тяжелыми авариями).

В данных экстремальных ситуациях предполагается последовательная потеря разных уровней защиты в рамках детерминистического подхода, независимо от степени вероятности такой потери. В частности, нужно помнить, что потеря функций безопасности и тяжелые аварийные ситуации возможны только при отказе нескольких предусмотренных проектом средств обеспечения безопасности. Кроме того, предполагается последовательная невозможность реализации мероприятий по управлению данными ситуациями.

По результатам выполнения переоценки будет установлена эффективность предупредительных мероприятий и поведение определенной АЭС в каждой рассматриваемой экстремальной ситуации с указанием любых возможных слабых мест, а также возможности проявления пороговых эффектов. Целью является оценить надежность стратегии глубокоэшелонированной защиты, определить достаточность существующих мероприятий по управлению авариями, а также установить возможность реализации технических и организационных мероприятий по повышению безопасности (в части процедур, трудовых ресурсов, организации аварийного реагирования или использования внешних ресурсов).

Нагрузочные испытания по своей природе сосредоточены на мероприятиях по ликвидации последствий аварий. Тем не менее, осознается, что предупредительные мероприятия составляют неотъемлемую часть глубокоэшелонированной защиты.

Выполнение нагрузочных испытаний и проверка их результатов

Лицензиат несет основную ответственность за обеспечение безопасности. Таким образом, в задачи лицензиатов входит выполнение переоценки, а независимая проверка результатов переоценки находится под ответственностью регулирующего органа.

Сроки выполнения работ могут быть следующими:
- Лицензиатам может быть выделено 6 месяцев для выполнения вышеуказанных работ и предоставления результатов и соответствующих материалов в национальный регулирующий орган;
- Затем регулирующий орган выполнит экспертизу материалов, предоставленных лицензиатами. Для этого может потребоваться 3 месяца; затем отчет по результатам экспертизы может быть опубликован.

При выполнении переоценки, лицензиаты будут руководствоваться существующими исследованиями по безопасности и инженерными оценками.

В процессе выполнения экспертизы потребуется взаимодействие между регулирующими органами Европы, которое можно организовать через WENRA или ENSREG. Результаты экспертизы могут обсуждаться на открытом семинаре, для участия в котором необходимо пригласить других экспертов (по направлениям, отличным от атомной энергетики), представителей неправительственных организаций и т.д.

Технический объем нагрузочных испытаний

Существующие анализы безопасности АЭС в странах Европы отхватывают огромное количество разнообразных ситуаций. Технический объем нагрузочных испытаний установлен с учетом вопросов, возникших в связи с событиями на АЭС Фукусима, включая сочетания исходных событий и отказов оборудования. Будут рассмотрены следующие ситуации, с пошаговым повышением серьезности их последствий:

Исходные события
- Землетрясения
- Затопления
- Другие внешние экстремальные воздействия

Последующая потеря функций безопасности
- Потеря электроснабжения, включая обесточивание станции
- Потеря конечного поглотителя тепла
- Сочетание двух событий

Вопросы управления тяжелыми авариями
- Потеря функции охлаждения активной зоны
- Потеря функции охлаждения бассейна выдержки топлива

Рассмотренные исходные события не ограничиваются землетрясением и цунами, от которых пострадала АЭС Фукусима: рассматривается также затопление, независимо от его происхождения. Кроме того, добавлены неблагоприятные погодные условия.
Оценка последствий потери функций безопасности также сохраняет свою актуальность в случае других исходных событий.
Рассмотрение вопросов управления тяжелыми авариями сосредоточено на лицензионных условиях. Несмотря на то, что уроки, извлеченные из аварии на АЭС Фукусима, также могут затрагивать противоаварийные мероприятия, организуемые соответствующими службами за пределами площадки (пожарные бригады, полиция, службы здравоохранения….), этот вопрос выходит за рамки объема нагрузочных испытаний.

* * *

В следующих разделах документа рассматриваются:
- общие данные, которые должны предоставить лицензиаты;
- вопросы, которые лицензиаты должны рассмотреть в каждой анализируемой экстремальной ситуации.
Вопрос дальнейшего учета результатов нагрузочных испытаний выходит за рамки данного документа. Реализация соответствующих мероприятий, установленных по результатам оценки, находится под ответственностью каждой отдельной страны.

Общие вопросы

Формат отчета

Лицензиат должен предоставить один документ для каждой площадки, даже если на одной площадке расположено несколько блоков.

В первой части необходимо привести краткое описание характеристик площадки:
- расположение (берег моря, реки);
- количество блоков;
- держатель лицензии.
Необходимо отразить основные характеристики каждого блока, в частности:
- тип реактора;
- тепловая мощность;
- дата физического пуска;
- наличие хранилища отработанного топлива (либо совместно используемого хранилища).
Необходимо указать важные для безопасности различия между блоками.

Во второй части необходимо рассмотреть каждое экстремальное воздействие, руководствуясь следующими указаниями.

Предположения

Для существующих станций, при выполнении переоценок предполагается, что станция построена и находится в эксплуатации сроком на 30 июня 2011. Для строящихся станций, при выполнении переоценки предполагается ссылаться на лицензированный проект.

Подход должен быть по сути детерминистическим: при анализе экстремального сценария необходимо использовать подход последовательной деградации, при котором наблюдается последовательная невозможность выполнения мероприятий по ликвидации последствий аварий.

Предполагаются наихудшие условия на АЭС, разрешенные технологическим регламентом станции. Необходимо рассмотреть все эксплуатационные состояния.

Предполагается, что все реакторы подвергаются воздействию одновременно.

Необходимо рассмотреть следующее:
- действия автоматики,
- действия операторов, установленные инструкциями по ликвидации аварий,
- любые другие запланированные мероприятия по предотвращению аварий, восстановительным работам и ликвидации последствий аварий,
- ситуация за пределами станции.

Требуемая информация

Необходимо представить информацию по следующим трем вопросам:
- Положения, принятые в проектной основе станции, и соответствие станции проектным требованиям;
- Надежность станции при запроектных условиях. Для этой цели необходимо выполнить оценку надежности (существующие проектные запасы, разнообразие, резервирование, защита конструкций, физическое разделение) важных для безопасности систем, конструкций и элементов, а также эффективности концепции глубокоэшелонированной защиты. В отношении надежности установок и мероприятий, одним из вопросов, на которых нужно сосредоточить оценку, является определение резкого изменения последовательности событий (пороговый эффект ), а также рассмотрения мероприятий по его предотвращению при необходимости;
- Любые возможные модификации для повышения рассмотренного уровня глубокоэшелонированной защиты путем повышения устойчивости элементов или усиления независимости от других уровней защиты.
Кроме того, лицензиат может представить описание предупредительных мероприятий, направленных на избежание экстремальных сценариев, предусмотренных нагрузочными испытаниями, которые будут рассмотрены при проведении испытаний.

Для этой цели лицензиат установит:
• средства поддержки выполнения трех основных функций безопасности (контроль реактивности, охлаждение топлива, локализация радиоактивности) и вспомогательных функций (электроснабжение, отвод тепла через конечный поглотитель) с учетом поврежденных элементов, а также средства, не рассмотренные в обосновании безопасности;
• возможность применения внешних передвижных средств и условия их использования;
• любые существующие процедуры по применению технических средств одного реактора для оказания помощи другому реактору.

В части управления тяжелыми авариями, лицензиат должен по возможности указать следующее:
• время до момента, когда тяжелое повреждение топлива становится неизбежным. Если топливо находится в активной зоне реактора (для реакторов с водой под давлением и кипящих реакторов), указать время до достижения водой верхней части активной зоны и время до повреждения топлива (например, окисление оболочек топлива с выделение водорода);
• если топливо находится в бассейне выдержки, указать время до закипания бассейна выдержки; время, в течение которого обеспечивается достаточное экранирование от излучения; время до достижения водой поверхности тепловыделяющих элементов.

Вспомогательные материалы

Материалы, на которые ссылается лицензиат, необходимо характеризовать следующим образом:
- документы, утвержденные в процессе лицензирования;
- документы, не утвержденные в процессе лицензирования, но прошедшие проверку обеспечения качества лицензиата;
- документы, не подпадающие под вышеперечисленные характеристики.

Землетрясения

I. Проектные основы
a ) Землетрясения, с учетом которых спроектирована станция:
- Уровень проектного землетрясения в единицах пикового ускорения грунта (PGA) и причины его выбора. Следует также указать проектное землетрясение, которое учтено в первоначальной лицензионной основе, в случае отличия;
- Методика проведения оценки проектного землетрясения (повторяемость, прошлые рассмотренные события, причины выбора, добавленные запасы…), достоверность данных во времени;
- Вывод о достаточности проектных основ.

b ) Средства для защиты станции от проектных землетрясений
- Основные проектные средства для защиты станции от проектных землетрясений:
o Указать основные конструкции, системы и элементы, которые по предположению останутся работоспособными после землетрясения;
o Основные эксплуатационные средства (включая инструкции по ликвидации аварий, передвижное оборудование…) для ликвидации последствий землетрясений;
o Принимались ли во внимание последствия землетрясений, включая:
1. Отказ конструкций, систем и элементов, которые проектировались без учета воздействия проектных землетрясений и могут привести к повреждению конструкций, систем и элементов, которые должны оставаться работоспособными;
2. Потеря внешнего электроснабжения;
3. Доступ персонала станции и передвижного оборудования к площадке.

c ) Соответствие станции текущей лицензионной основе:
- Общие процедуры лицензиата для обеспечения соответствия;
- Процедуры лицензиата для обеспечения соответствия передвижного оборудования за пределами площадки/поставок, предусмотренных аварийными инструкциями, выполняемым функциям;
- Любые известные отклонения или последствия этих отклонений на безопасность; планирование восстановительных мероприятий;
- Проверки на соответствие требованиям, уже инициированные лицензиатом, после аварии на АЭС Фукусима.

II. Оценка запасов надежности
d) На основании имеющихся данных (которые могут включать результаты ВАБ землетрясений, оценки граничной сейсмостойкости или других сейсмических исследований в поддержку инженерных оценок), сделать оценку интервала значений сейсмической интенсивности после превышения которых происходит неизбежная потеря основных функций безопасности или тяжелое повреждение топлива (в активной зоне или бассейне выдержки).
- Указать слабые стороны и определить любые пороговые эффекты согласно установленной интенсивности сейсмических воздействий.
- Указать, могут ли быть реализованы какие-либо мероприятия для предотвращения пороговых эффектов или повышения надежности станции (модификация оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия…).

e) На основании имеющихся данных (которые могут включать результаты ВАБ землетрясений, оценки граничной сейсмостойкости или других сейсмических исследований в поддержку инженерных оценок), указать интервал значений интенсивности землетрясения, при которых не нарушится целостность защитной оболочки.

Затопления

I. Проектные основы
a ) Затопления, с учетом которых спроектирована станция:
- Уровень проектного затопления и причина его выбора. Следует также указать проектное затопление, которое было учтено в первоначальной лицензионной основе, в случае отличий;
- Методика проведения оценки проектных затоплений (повторяемость, прошлые рассмотренные события, причины выбора, добавленные запасы…). Источник затопления (цунами, прилив, штормовой нагон, прорыв дамбы…), достоверность данных во времени;
- Вывод о достаточности проектных основ.

b ) Средства по защите станции от проектных затоплений
- Указать основные конструкции, системы и элементы, которые по предположению останутся работоспособными после затопления: включая:
o Средства для поддержания функции водозабора;
o Средства для поддержания аварийного электроснабжения;
- Указать основные проектные средства для защиты площадки от затоплений (уровень платформы, дамбы…);
- Основные эксплуатационные средства (включая инструкции по ликвидации аварий, передвижное оборудование…) для предупреждения, а затем для уменьшения последствий затоплений;
- Учет других воздействий, связанных с затоплением или явлениями, которые привели к затоплению (такие как неблагоприятные погодные условия), включая:
o Потерю внешнего электроснабжения;
o Ситуацию за пределами станции, включая невозможность или затруднение доступа персонала и оборудования к площадке.

c ) Соответствие станции текущей лицензионной основе:
- Общие процедуры лицензиата для обеспечения соответствия;
- Процедуры лицензиата для обеспечения соответствия передвижного оборудования за пределами площадки, предусмотренного аварийными инструкциями, выполняемым функциям;
- Любые известные отклонения или последствия этих отклонений на безопасность; планирование восстановительных мероприятий;
- Проверки на соответствие требованиям, уже инициированные лицензиатом, после аварии на АЭС Фукусима.

II. Оценка запасов надежности
d) На основании имеющихся данных (включая технические исследования в поддержку инженерных оценок), указать уровень затопления, который может выдержать станция без тяжелого повреждения топлива (в активной зоне или бассейне выдержки).
- В зависимости от промежутка времени между оповещением о затоплении и затоплением, указать, могут ли быть предусмотрены/реализованы дополнительные защитные меры.
- Указать слабые стороны и определить любые пороговые эффекты. Указать, какие здания и оборудование будут затоплены в первую очередь.
- Указать, могут ли быть реализованы какие-либо мероприятия для предотвращения пороговых эффектов или повышения надежности станции (модификация оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия…).

Другие внешние экстремальные воздействия

a ) Очень неблагоприятные погодные условия (ураганы, сильные ливни…)
- Рассмотренные события и их сочетания, а также причины их выбора (или отсутствия) для учета в проектных основах.
- Указать слабые стороны и определить любые пороговые эффекты. Определить, какие здания и оборудование будут подвержены воздействию.
- Указать, какие мероприятия могут быть реализованы для предотвращения пороговых эффектов или повышения надежности станции (модификация оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия…).

b ) Землетрясение, превышающее проектное землетрясение с наложением затопления, превышающего проектное затопление
- Указать, является ли такая ситуация физически невозможной с учетом расположения станции и установленного оборудования (в качестве источника опасности). Для этого следует определить, в частности, могут ли серьезные повреждения конструкций, (таких как плотины, дамбы), которые находятся вне площадки, повлиять на безопасность станции.
- Указать слабые места и определить любые пороговые эффекты. Определить, какие здания и оборудование будут подвержены воздействию.
- Указать, могут ли быть реализованы какие-либо мероприятия для предотвращения пороговых эффектов или повышения надежности станции (модификация оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия…)

Потеря электроэнергии и потеря конечного поглотителя

Источниками электропитания переменного тока являются:
o внешние источники энергоснабжения (энергосистема);
o обычные резервные генераторы электричества (дизель-генератор, газовая турбина…);
o диверсифицированные резервные источники в некоторых случаях.
Необходимо рассмотреть последовательную потерю указанных источников энергоснабжения (см. пункты а) и , приведенные ниже.

Конечный поглотитель тепла является средой, в которую передается остаточное тепло от реактора и, обычно, представляет собой море или реку, расположенные вблизи АЭС. В некоторых случаях такие "основные" конечные поглотители дополняются альтернативными поглотителями: например: озеро или водоем. Необходимо рассмотреть последовательную потерю этих конечных поглотителей.

a ) Потеря внешних источников энергоснабжения
- Подтвердить, учтена ли эта ситуация в проекте, и описать внутренние резервные источники питания, предусмотренные проектом для таких ситуаций.
- Указать время, в течение которого площадка может выдержать потерю внешних источников энергоснабжения без какой-либо поддержки извне, до того, как тяжелое повреждение топлива станет неизбежным.
- Указать, какие мероприятия реализованы для контроля данной ситуации (дозаправка дизель-генераторов…).
- Указать любые дополнительные мероприятия (модификации оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия …).

b ) Потеря внешних и внутренних источников энергоснабжения (обесточивание станции)
Необходимо рассмотреть две ситуации:
- Потеря внешних источников + потеря обычных резервных источников энергоснабжения;
- Потеря внешних источников + потеря обычных резервных источников + потеря любых других диверсифицированных резервных источников энергоснабжения.

Для каждой из указанных ситуаций:
- Указать емкость и длительность работы аккумуляторных батарей.
- Указать период, в течение которого площадка может выдержать потерю внешних источников энергоснабжения без какой-либо поддержки извне до того, как тяжелое повреждение топлива станет неизбежным.
- Указать (внешние) действия, предусмотренные для предотвращения деградации топлива:
o оборудование, уже установленное на площадке; например, оборудование другого реактора;
o наличие оборудования за пределами площадки в предположении, что все реакторы на одной площадке повреждены в равной степени;
o наличие человеческих ресурсов;
o время, необходимое для поддержки работоспособности этих систем;
o момент наступления основных пороговых эффектов.
- Указать, могут ли быть реализованы какие-либо мероприятия для предотвращения пороговых эффектов или повышения надежности станции (модификация оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия…)

c ) Потеря «основного» конечного поглотителя, т.е. речной или морской воды
Необходимо рассмотреть две ситуации:
- Потеря "основного" конечного поглотителя, т.е., потеря доступа к речной или морской воде;
- Потеря "основного" и альтернативного конечного поглотителя.

Для каждой из этих ситуаций необходимо:
- Указать период, в течение которого площадка может выдержать такую ситуацию без какой-либо поддержки извне, до того, как тяжелое повреждение топлива станет неизбежным:
- Указать внешние действия, предусмотренные для предотвращения деградации топлива:
o оборудование уже установленное на площадке; например, оборудование другого реактора;
o наличие оборудования за пределами площадки в предположении, что все реакторы на одной площадке повреждены в равной степени;
o наличие человеческих ресурсов;
o время, необходимое для поддержки работоспособности этих систем;
o указать время основных пороговых эффектов.
- Указать, могут ли быть реализованы какие-либо мероприятия для предотвращения пороговых эффектов или повышения надежности станции (модификация оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия…).

d ) Потеря "основного" конечного поглотителя тепла и обесточивание станции
- Указать период, в течение которого площадка может выдержать потерю "основного" конечного поглотителя с наложением обесточивания без какой-либо поддержки извне, до того, как тяжелое повреждение топлива станет неизбежным.
- Указать внешние действия, предусмотренные для предотвращения деградации топлива:
o оборудование, уже установленное на площадке; например, оборудование другого реактора;
o наличие оборудования за пределами площадки в предположении, что все реакторы на одной площадке повреждены в равной степени;
o наличие человеческих ресурсов;
o время, необходимое для поддержки работоспособности этих систем;
o момент проявления основных пороговых эффектов.
- Указать, могут ли быть реализованы какие-либо мероприятия для предотвращения пороговых эффектов или повышения надежности станции (модификация оборудования, изменение процедур, организационные мероприятия…)

Вопросы управления тяжелыми авариями
a ) Описываются текущие мероприятия по управлению авариями, реализуемые на различных этапах сценария с потерей функции охлаждения активной зоны:
- до момента повреждения топлива в корпусе реактора/в ряде технологических каналов;
- после повреждения топлива в корпусе реактора/в ряде технологических каналов;
- после повреждения корпуса реактора:
o расплавление активной зоны в шахте ядерного реактора (реактор с водой под давлением);
o расплавление активной зоны в камере привода регулирующего стержня или в облицовочной камере (кипящий реактор);
- после отказа значительного количества технологических каналов в реакторе канального типа (тяжеловодный реактор с водой под давлением, усовершенствованный газо-охлаждаемый реактор);
- после определенного повреждения защитной оболочки, включая проплавление фундаментной плиты.

b ) Описываются текущие мероприятия по управлению авариями, реализуемые на различных этапах сценария с потерей функции охлаждения бассейна выдержки (к бассейну выдержки отработанного топлива относятся следующие признаки):
- до/после потери надлежащего экранирования от излучения;
- до повреждения топлива в бассейне выдержки.


Для пунктов a ) и b ) на каждом этапе необходимо:
- установить любые пороговые эффекты и выполнить оценку времени до их наступления;
- выполнить оценку существующих мероприятий по управлению авариями и установить возможность реализации дополнительных мероприятий. В частности, лицензиат должен установить следующее:
o пригодность и наличие требуемой аппаратуры;
o возможные реакции с выделением водорода (радиолиз + циркониевая реакция + взаимодействие расплава/бетона);
o потенциальное скопление водорода в защитной оболочке и прилегающих зданиях;
o предотвращение, например, мгновенного сгорания или детонации водорода (инертизация атмосферы, дожигание или воспламенение) с учетом вентиляционных процессов;
o предотвращение превышения давления в защитной оболочке;
o предотвращение восстановления критичности.


Необходимо рассмотреть следующие аспекты:
- Помощь лицензиату в контроле ситуации, включая:
o представление персонала и комплектация смен;
o использование внешней технической поддержки (и резерва, если это становится невозможным);
o методики, подготовка персонала и отработка знаний;
- Возможность использования существующего оборудования;
- Условия для использования передвижных устройств (наличие таких устройств, время, необходимое для их доставки на площадку и введения в действие);
- Обеспечение и управление поставками (топливо для дизель-генераторов, вода…);
- Контроль радиоактивных выбросов, средства их локализации;
- Системы связи и передачи информации (внутренние, внешние).


Предусмотренные мероприятия по управлению авариями должны быть оценены в зависимости от ситуации, которая может возникнуть на площадке:
- Значительное разрушение инфраструктуры вокруг АЭС, включая средства связи (что усложняет внешнюю техническую поддержку и направление на АЭС дополнительного персонала);
- Затруднение выполнения работ (включая затруднение доступа к главному и вспомогательному щиту управления) вследствие высокой мощности дозы облучения, радиоактивного загрязнения и разрушения некоторых установок на площадке;
- Выполнимость и эффективность мероприятий по управлению авариями в условиях внешних воздействий (землетрясений, затоплений);
- Отсутствие электроснабжения;
- Возможный отказ аппаратуры;
- Возможное воздействие соседних АЭС на площадку.

Лицензиат должен определить условия, при которых персонал не сможет работать на главном или вспомогательном щите управления, и установить мероприятия для предотвращения таких условий.

[инженер_Гарин]

ДЕРЖАВНА ІНСПЕКЦІЯ ЯДЕРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ УКРАЇНИ



ПОСТАНОВА КОЛЕГІЇ


“19” травня 2011 р. м. Київ № 2



Щодо Плану дій з виконання цільової

позачергової перевірки та подальшого

підвищення безпеки АЕС України

з урахуванням подій на Фукусіма-1

(«stress-test»)



В історії ядерної енергетики до березня 2011 року сталося дві важких аварії: на АЕС Три-Майл Айленд (США, 1979 р.) та на Чорнобильській АЕС (СРСР, 1986 р.).

Аварія на АЕС «Три-Майл Айленд» не призвела до людських жертв та радіоактивного забруднення території. Загалом, аварія підтвердила правильність основних принципів безпеки, які використовуються при проектування реакторів з водою під тиском. Для попередження повторення важких аварій були розроблені та реалізовані заходи, спрямовані на поглиблене врахування людського фактора, вдосконалення аварійного планування, використання імовірнісних оцінок безпеки, впровадження пасивних систем безпеки та проектування нових АЕС з максимальним використанням властивостей внутрішньої самозахищеності реакторної установки.

Аварія на Чорнобильській АЕС була найбільшою в історії ядерної енергетики. В результаті аварії значні території були забруднені радіоактивними речовинами, наслідки аварії мали значний вплив на здоров’я людей та навколишнє природне середовище. Розслідування причин аварії виявило відступи від вимог з безпеки, допущені при проектуванні та експлуатації енергоблоків АЕС. Були розроблені та впроваджені заходи для попередження виникненню подібних аварій в майбутньому. Міжнародна консультативна група з ядерної безпеки при МАГАТЕ (INSAG) розробила підсумкові доповіді щодо аварії (INSAG-1 та INSAG-7), а також доповіді щодо загальних принципів безпеки (INSAG-3) та культури безпеки (INSAG-4). Було створено режим міжнародної ядерної безпеки, що спирається на Конвенцію з ядерної безпеки та інші міжнародні угоди, удосконалені підходи до регулювання ядерної та радіаційної безпеки, впроваджений в щоденну практику такий фундаментальний принцип як «культура безпеки».

З огляду на вжиті заходи в ядерному співтоваристві сформувалася впевненість щодо відсутності передумов для повторення важких аварій на АЕС із значним впливом на персонал, населення та навколишнє природне середовище. Однак, сподівання не виправдались.

11 березня 2011 року на АЕС «Фукусіма-1» (Японія) сталася важка аварія з пошкодженням ядерного палива як в активних зонах реакторних установок енергоблоків, так і в приреакторних басейнах витримки палива (БВ).

За попередніми даними важка аварія на АЕС «Фукусіма-1» (Японія) сталася:

- в результаті землетрусу магнітудою більш ніж 9 балів за шкалою Ріхтера, внаслідок якого було втрачене зовнішнє електропостачання та пошкоджено частину обладнання;

- цунамі, що було спричинене землетрусом (з висотою хвилі більш ніж 10 метрів, що майже вдвічі перевищувала проектне значення), внаслідок якого було втрачене аварійне електропостачання ( повна втрата електропостачання АЕС);

- залежної відмови таких функцій безпеки як: «відведення залишкових тепловиділень», «відведення тепла кінцевим поглиначем», «забезпечення запасу теплоносія в реакторі», «ізоляція радіоактивних речовин», які виконуються активними системами безпеки.

Події на АЕС «Фукусіма-1» поставили перед ядерним співтовариством нові виклики: детальний аналіз причин аварії та вивчення її уроків, розробка та реалізація заходів щодо запобігання виникненню важких аварій чи, в разі виникнення, виключення їх негативного впливу на населення та навколишнє середовище.

24 березня Радою Європейського союзу була зроблена заява, щодо нагальної необхідності переоцінки безпеки європейських АЕС на основі всебічної та відкритої оцінки ризику («стрес-тести»). Західноєвропейська асоціація органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) організувала розробку технічних умов до проведення «стрес-тестів», участь в якій брали і українські експерти. Згідно підходів WENRA «стрес–тести» - це цільова переоцінка запасів безпеки атомних станцій в світлі подій на АЕС «Фукусіма-1». Мають бути детально проаналізовані екстремальні природні події, та їх комбінації, які впливають на можливість виконання функцій безпеки та можуть призвести до важкої аварії.

На п’ятій нараді з розгляду виконання зобов’язань за Конвенцією про ядерну безпеку (4 - 14 квітня 2011 р.), країни-члени Конвенції в спільній заяві з приводу аварії на АЕС «Фукусіма-1» відзначили необхідність переоцінки безпеки АЕС та негайного вжиття додаткових заходів.

Питання підвищення безпеки експлуатації атомних електростанцій України у контексті аварії на АЕС «Фукусіма-1» було розглянуте на засіданні Ради національної безпеки і оборони України 8 квітня 2011 р. Рішення РНБО, в тому числі і необхідність проведення поглибленої позачергової оцінки стану безпеки енергоблоків АЕС України, включаючи перевірку їх сейсмостійкості, введені в дію Указом Президента України № 585/2011 від 12 травня 2011 року.

17 березня 2011 року в «Заяві про наміри Держатомрегулювання у зв'язку з подіями на АЕС «Фукусіма-1» наголошено на необхідності вивчення уроків аварії, ухвалення в стислі терміни рішення щодо впровадження додаткових заходів для підвищення безпеки енергоблоків АЕС України в умовах проектних і запроектних аварій, перегляду нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки.

Держатомрегулювання у співпраці з Держтехногенбезпеки та НАЕК «Енергоатом» розроблений План дій щодо виконання цільової позачергової оцінки стану безпеки та подальшого підвищення безпеки енергоблоків АЕС України з урахуванням подій на АЕС «Фукусіма-1», який складається з реалізації короткострокових та довгострокових заходів.

Короткострокові заходи

1. Цільова позачергова оцінка стану безпеки енергоблоків АЕС(стрес-тести)

Цільова позачергова оцінка стану безпеки енергоблоків АЕС виконується по відношенню до зовнішніх екстремальних природних впливів, що призводять до відмови основних функцій безпеки та, як наслідок, до важких аварій, з метою:

- оцінки вразливості АЕС до зовнішніх природних впливів;

- визначення компенсуючих заходів для забезпечення стійкості АЕС в умовах численних відмов обладнання.

Цільова оцінка безпеки виконується для кожного майданчику окремо з урахуванням відмінностей майданчиків та специфіки різних типів енергоблоків. Розглядається ядерне паливо в активній зоні, басейні витримки та вузлі зберігання свіжого палива. Аналізуються всі експлуатаційні стани енергоблоків.

При оцінці вразливості АЕС до зовнішніх впливів розглядаються:

- землетруси та смерчі;

- зовнішні затоплення (внаслідок паводків та опадів для всіх АЕС, та внаслідок аварій на гідротехнічних спорудах для Запорізької АЕС);

- зовнішні пожежі (для Рівненської та Хмельницької АЕС).

- екстремально високі/низькі температури.

За результатами оцінки представляються:

- підтвердження проектних характеристик (значень) впливів;

- підтвердження запасів безпеки при проектних впливах;

- порогові значення впливів (на основі проектних матеріалів чи матеріалів Звіту з аналізу безпеки), при яких відбувається деградація основних функцій безпеки та порушення проектних меж.

При визначенні компенсуючих заходів для забезпечення стійкості АЕС в умовах численних відмов обладнання розглядається втрата функцій безпеки для всіх енергоблоків на майданчику АЕС:

- повне знеструмлення майданчика АЕС;

- втрата тепловідведення до кінцевого поглинача тепла;

- комбінація обох перелічених факторів.

За результатами оцінки втрати функцій безпеки повинні бути визначені:

- очікуваний розвиток аварійних процесів при постульованих подіях;

- наявний час до важкого пошкодження ядерного палива;

- додаткові негативні ефекти, які виникають при розвитку важкої аварії;

- технічні та адміністративні рішення, які забезпечують відновлення основних функцій безпеки (зокрема, забезпечення відведення залишкових тепловиділень від АЗ та БВ при повному знеструмленні протягом 72 годин) для запобігання порушення критеріїв прийнятності для важких аварій. Головним критерієм прийнятності є не перевищення аварійного викиду радіоактивних речовин значень, при яких на межі санітарно-захисної зони АЕС створюються умови, що вимагають евакуації населення.

2. Цільова перевірка стану аварійної готовності:

- протиаварійне тренування 25 травня 2011 року на майданчику Запорізької АЕС за розширеним та погодженим із Держатомрегулювання та МНС сценарієм (з урахуванням подій на АЕС «Фукусіма-1»);

- з урахуванням результатів тренування на ЗАЕС необхідно визначити обсяги та термін проведення додаткового позачергового протиаварійного навчання на державному рівні із залученням центральних та місцевих органів виконавчої влади;

- провести додаткове позачергове протиаварійне навчання на державному рівні;

- за результатами проведення додаткового позачергового протиаварійного навчання на державному рівні розробити заходи щодо вдосконалення системи протиаварійної готовності.

3. Перегляд та доповнення «Комплексної (зведеної) програми підвищення безпеки енергоблоків АЕС України» та План – графіку реалізації заходів на 2011 рік:

- включення до К(З)ППБ заходів з підвищення безпеки до реалізації яких необхідно приступити негайно, без проведення додаткових досліджень (наприклад, впровадження системи примусового аварійного скиду парогазової суміші із ГО);

- перегляд (підвищення) пріоритетів для тих заходів, які мають безпосереднє відношення до запобігання виникненню важких аварій та/або подолання їх наслідків.

4. Аналіз нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки та розробка пропозицій щодо її вдосконалення та підвищення вимог з безпеки для діючих та нових енергоблоків АЕС.

Довгострокові заходи

Як наслідок реалізації короткострокових заходів, на довгостроковій фазі реагування на події на АЕС «Фукусіма-1» повинні бути реалізовані заходи з підвищення безпеки енергоблоків АЕС України, що будуть визначені за результатами виконання цільової позачергової оцінки стану їх безпеки:

- К(З)ППБ зі змінами та заповненнями за результатами цільового перегляду норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки;

- вдосконалення системи аварійної готовності, розроблені за результатами цільової перевірки стану аварійної готовності на АЕС.

За результатами розгляду та обговорення Плану дій щодо виконання цільової позачергової оцінки стану безпеки та подальшого підвищення безпеки енергоблоків АЕС з урахуванням подій на АЕС «Фукусіма-1», а також обсягів та методів виконання цільової позачергової оцінки стану безпеки енергоблоків АЕС Колегія Державної інспекції ядерного регулювання України



постановляє:



1. Схвалити представлений на засіданні План дій щодо виконання цільової позачергової оцінки стану безпеки та подальшого підвищення безпеки енергоблоків АЕС з урахуванням подій на АЕС «Фукусіма-1».



2. НАЕК «Енергоатом» забезпечити виконання цільової позачергової оцінки стану безпеки енергоблоків АЕС України відповідно до схвалених підходів.

Термін – до 15.10.2011р.



3. НАЕК «Енергоатом», Міненерговугілля, Держатомрегулювання, Міністерство з надзвичайних ситуацій провести додаткове позачергове навчання на державному рівні із залученням центральних та місцевих органів виконавчої влади.

Термін – до 30.09.2011р.



4. Провести розширене засідання Колегії Держатомрегулювання щодо результатів виконання цільової позачергової оцінки стану безпеки енергоблоків АЕС України та цільової перевірки стану аварійної готовності, затвердити додаткові заходи з підвищення безпеки енергоблоків.

Термін – до 24.11.2011р.



5. Держатомрегулювання, Державне агентство України з управління зоною відчуження, ДСП «Чорнобильська АЕС» визначити напрямки, обсяги та терміни виконання цільової позачергової оцінки стану безпеки об’єктів ДСП «Чорнобильська АЕС», а саме: енергоблоків № 1-3 (в частині обґрунтування безпеки при поводженні з відпрацьованим ядерним паливом) та сховища відпрацьованого ядерного палива СВЯП-1.

Термін – до 15.06.2011р.



6. Держатомрегулювання та Держтехногенбезпеки створити спільну робочу групу і підготувати пропозиції щодо плану дій з підвищення пожежної безпеки АЕС України та дієвого механізму координації нормування і нагляду, з подальшим розглядом на спільному засіданні колегій.

Термін – липень 2011р.



7. Держатомрегулювання спільно з Службою безпеки України, іншими компетентними органами створити спільну робочу групу і підготувати пропозиції щодо форм, методів та термінів оцінки захищеності АЕС України від терористичних загроз та протиправних дій.

Термін – липень 2011р.







Голова Колегії О.А. Миколайчук



Секретар Колегії Н.С. Кумецька