АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, Т. 88. ВЫП. I, ЯНВАРЬ 2000

 

Сделаем несколько замечаний по поводу этого документа.

1. Документ международный, и, как во всяком международном документе, в нем сглаживаются национальные различия в требованиях по безопасности АС вообще и ранее построенных блоков в частности и сделан некий рекомендательный обобщенный подход к проблеме. Конкретная ценность документа зависит от сложившейся в стране ситуации. Какое значение он имеет для стран, остановивших построенные блоки (Ита­лия) или принявших решение закрыть АС после окончания срока их службы (Швеция)? Точно так же надо оценивать возможность применения этого документа к ситуации в России с точки зрения национальной законодательной и нормативной базы.
2. Целью создания документа было показать, как, какими путями анализировать, а затем модернизировать блоки до приемлемого уровня безопасности, чтобы они до­служили до намеченного срока. Подчеркиваем, намеченного срока службы, а не на дальнейший срок продления эксплуатации при том же уровне безопасности. Это один из важнейших факторов. Возможно возражение, что срок службы блока это не то, что записано в проекте, и тогда рассуждения по отношению к ИНСАГ-8 не верны. Но это и есть один из вопросов, который придется решать в рамках концепции про­дления срока эксплуатации блоков АС.
3. В документе используется понятие «приемлемого уровня безопасности», кото­рого необходимо достичь, чтобы иметь право на дальнейшее продолжение работы блока. И здесь, похоже, у нас различные толкования термина. В разделе 7 (§ 19) ИНСАГ-8 четко сказано, что эталоном, по которому измеряется безопасность в результате мо­дернизации блоков, сооруженных в соответствии с ранее принятыми нормами, является документ ИНСАГ-3, принципы которого позволяют достигнуть приемлемого уровня безопасности. Эта мысль подчеркнута в заключительной части документа, где сказано, что «ИНСАГ-3 должен по-прежнему оставаться основой для определения безопасности существующих атомных станций». А что такое ИНСАГ-3? Это основные принципы и критерии безопасности современных атомных станций. Если переводить на российскую нормативную базу, то это современные федеральные нормы и правила, выполнение которых требует Закон об использовании атомной энергии. У некоторых наших спе­циалистов сложилось впечатление, что «приемлемый уровень безопасности» — что-то новое, за счет чего можно понизить требования безопасности к ранее возведенным блокам. Начинают обращаться к радиационному и социальному риску, вероятностному анализу безопасности и другим понятиям как основам для принятия решения о без­опасности для продления срока службы. Это разночтение в понимании приемлемого уровня безопасности является еще одной проблемой, которую необходимо решать в наших условиях.
4. ИНСАГ-8 полезен тем, что он дает некоторый общий подход к определению недостатков (дефицитов) блока по отношению к приемлемому уровню безопасности. Основная мысль, которая там выдерживается, что этот процесс не должен быть крат­косрочным, он может растягиваться на определенный период исходя из реальных воз­можностей. Эксплуатирующая организация и регулирующий орган на основе анализа недостатков соглашаются на определенный растянутый по времени план мероприятий по повышению безопасности блока. Такая практика действует и у нас. Остается от­крытым вопрос, достигают ли эти блоки к концу срока своей эксплуатации безопасности современных блоков.

Известны успехи внедрения вероятностного анализа безопасности при оценке без­опасности как проектируемых, так и уже действующих блоков отечественных АС. Имеются требования нормативных документов о предоставлении результатов этого анализа на той или иной стадии лицензионного процесса. Почти на всех станциях созданы подразделения, выполняющие сами или участвующие совместно с научными и конструкторскими организациями в анализах. По большинству действующих блоков имеются вероятностные показатели 1-го уровня с той или иной степенью проработан­ности.

В нормативных документах имеются соответствующие (вероятностные) критерии оценки безопасности АС. Но здесь у нас имеются разночтения в понимании этих кри­териев на практике. Необходимыми условиями доказательства безопасности являются детерминистские требования, вероятностные показатели являются в той или иной сте­пени достаточными. Фактически это означает, что удовлетворение вероятностным кри­териям по разным источникам (10~4—10“$ год-1 по частоте повреждения активной зоны и 10~6—10_7 год-1 по частоте аварий с большим выбросом радиоактивных про­дуктов) еще не означает приемлемости безопасности данной установки. Неудовлет­ворение этим вероятностным критериям показывает необходимость введения допол­нительных защитных мер или совершенствования методик расчета.

Запаздывание по сравнению с западными странами, по крайней мере, на десяти­летие по освоению и внедрению вероятностного анализа безопасности с созданием базы данных по отказам, разработкой методик, подготовкой специалистов, да и сама природа такого анализа как статистическая с определенной степенью достоверности не позволяют на основании получаемых результатов принимать кардинальные реше­ния. Об этом говорят и упомянутые документы МАГАТЭ, где считается, что результаты вероятностного анализа безопасности могут стать ориентиром при выборе первооче­редности мер по повышению безопасности за счет модернизации при достижении де­терминистского приемлемого уровня безопасности. Заявление о политике Госатомнад­зора России фиксирует этот подход.

Некоторые специалисты имеют желание использовать для обоснования безопас­ности блоков появившийся в НРБ-96 новый критерий — область безусловно прием­лемого риска менее 10_6*год. Чтобы воспользоваться этим критерием, надо знать вероятность выхода большого количества радиоактивных продуктов и согласованную методику их распространения за пределы АЭС (ВАБ-2, ВАБ- 3), что значительно ус­ложняет задачу по сравнению с ВАБ-1 (вероятность повреждения активной зоны). Кроме того, необходимо иметь утвержденную зависимость доза—эффект, включая летальный исход, которая носит также вероятностный характер. В НРБ-96 об этом ничего не говорится, и непонятно, к какому риску относить значение Ю_6 год-1 (за­болевание разного типа, летальный исход).

Итог сказанного состоит в том, что не следует рассчитывать на обоснование про­дления срока службы блока только за счет получения удовлетворительных вероятно­стных характеристик.

Технические аспекты. Отметим хорошо известные недостатки и преимущества ВВЭР-440/230.

Преимущества:

• наличие главных компонентов и трубопроводов с большим запасом по прочности; малое удельное энерговыделение в активной зоне;
• большие запасы воды в 1-м и во 2-м контурах;
• возможность отключения (изолирования) петель первого контура.

Недостатки:

• недостаточная мощность и резервирование аварийной системы охлаждения ак­тивной зоны;
• неэффективные при крупных авариях локализующие системы; недостаточное* физическое разделение резервных систем; недостаточная и малонадежная система управления;
• возможность охрупчивания материала корпуса реактора из-за высоких потоков быстрых нейтронов;
• недостаточная противопожарная защита;
• недостаточность эксплуатационной документации (для нормальной эксплуатации и аварийных условий);
• недостаточные возможности подготовки персонала.

В настоящее время в России и за рубежом работает 11 таких блоков[*] (см. таблицу). На каждом из них проводили и проводят мероприятия по модернизации, и, естественно, фактическое состояние безопасности на каждом из этих блоков различно. Интересным является выявить общие тенденции отношения к блокам.

 Пуск и окончание проектного срока эксплуатации АЭС с ВВЭР-440/230

 [*]Из 16 построенных четыре блока в Германии выведены из эксплуатации, один блок в Армении остановлен.

 Анализ возможных мероприятий и постоянная их реализация начались в России (СССР) в 80-х годах. Развернутый анализ дефицита безопасности блоков для АЭС «Грейфсвальд» был проведен в Германии в 1990—1991 г., когда было предложено 80 пунктов первоочередных мероприятий, 47 — для срочных, 19 — долгосрочных ме­роприятий. В то же время МАГАТЭ разработало каталог недостатков этих пунктов по четырем категориям, где категории IV и III представляют наивысшие и высокие дефициты (недостатки) безопасности (IV — 15 пунктов, III — 45 пунктов, II — 32 пункта, 1 — 5 пунктов).

Проанализируем точки зрения специалистов разных стран, имеющих блоки В-230, на состояние и направленность работ по их модернизации для повышения безопасности.

1. Существует большой разброс во времени (около 10 лет) окончания срока службы этих блоков (см. таблицу). Это обстоятельство влияет на остроту проблемы по про­длению срока службы в разных странах. Естественно, Россия с блоками на Новово­ронежской и Кольской АС ближе всех подошла к этому рубежу.

2. Основной мотив рассмотрения — доказать достаточную безопасность блоков на период проектного срока службы и отсутствие необходимости закрывать их раньше срока. Относительно возможности продления срока эксплуатации с выполненными ими намечаемыми мероприятиями по модернизации какие-либо прямые заявления отсутствуют (за исключением болгарских АЭС, для которых достижение вероятности на повреждение активной зоны 10~4—10~5 год'1 может быть условием продления срока эксплуатации). Официальные позиции на этот счет соответствующих государ­ственных органов зарубежных стран неизвестны.

1. Модернизация предусматривает повышение эффективности систем аварийного охлаждения при разрыве первого контура с течью Dy 100—200 мм. Создание лока­лизующих систем для течей большого размера не предусматривается.
2. Основным доказательством достаточности безопасности блоков при принимае­мых мерах модернизации является выполнение вероятностных критериев (10-4— 10-5 год-1) для

повреждения активной зоны со ссылкой на документы МАГАТЭ.

Из основных составляющих подхода восточно-европейских стран не видно прин­ципиальной концепции возможности продления срока эксплуатации рассматриваемых блоков в постановке, которую мы обсуждали.

Российские специалисты доказывают в результате своих исследований отдельные преимущества ВВЭР-440/230, надежность и большие запасы прочности 1-го контура, демонстрируют мероприятия по безопасности, но не касаются достаточности всех этих моментов для получения разрешения на продление срока службы.

Многие специалисты придают большое значение в продлении срока эксплуатации действующих блоков концепции «течь перед разрушением», поскольку, по их мнению, она позволит обосновать «приемлемый уровень безопасности» блоков.

Не будем подробно останавливаться на многочисленных аспектах и условиях при­знания этой концепции. Остановимся на роли, которую она сможет сыграть, если ее применят в рассматриваемых условиях. Известно, что одним из недостатков блоков является отсутствие аварийных систем охлаждения на случай крупных мгновенных разрывов трубопроводов первого контура, а также локализующих систем, способных принять потоки истекающей при этом пароводяной смеси в имеющихся или намеча­емых при модернизации локализующих системах. Как уже отмечалось, считается не­реальным доведение этих систем безопасности до современных требований. Покрытие дефицита можно было бы связать с реализацией концепции «течь перед разрушением», устанавливающей определенную незначительную течь, с которой можно было бы спра­виться с помощью ограниченных систем безопасности. Но что декларирует на этот счет документ Минатома, призванный быть основой реализации концепции: «Приме­нение концепции «течь перед разрушением» не отменяет действующих требований к системам безопасности и не означает, что можно отказаться от таких средств защиты, как защитные оболочки, системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, системы локализации аварий и др.» (пункт 12.3). Применение концепции «течь перед разрушением» позволяет наряду с возможностью снижения объема и периодичности контроля отказаться от учета статических и динамических воздействий, связанных с последствиями крупномасштабных разрушений и больших течей (избегать закрепле­ния трубопроводов и воздействий на близлежащее оборудование). После этого возни­кает вопрос, что дает эта концепция в рассматриваемых условиях продления срока эксплуатации блоков? Она позволяет сохранить близлежащее к трубопроводам обо­рудование' при малых течах, но не сохраняет активную зону и не предотвращает выход радиоактивных продуктов за пределы АС, если произойдет крупный разрыв трубо­провода. Возникает вопрос, почему этой концепции придают особое значение за ру­бежом? Вероятно потому, что там с се помощью решают именно конкретный вопрос защиты от динамических усилий разрывающихся трубопроводов, когда надлежащая система аварийного охлаждения и локализующие системы уже есть! Тогда все логично становится на свои места.

Принципиальные вопросы, требующие решения. Таким образом, ситуация с про­длением срока эксплуатации блоков пестрая, с противоречивыми проблемами и воз­можными выходами из нее. По крайней мере, для промышленности сейчас нет ясных ориентиров на показатели безопасности в реальной экономической и временной си­туации, которые они должны достигнуть для возможности получения разрешения на продление срока эксплуатации. Для выхода из этой ситуации необходимо в ближайшее время разработать и принять концептуальные решения, которые развяжут этот узел и позволят эксплуатирующим организациям планировать и реализовывать меропри­ятия в указанном направлении.

Первое, что необходимо решить, — должны ли продлеваемые блоки удовлетворять полностью и формально по всем позициям требованиям действующих федеральных норм и правил или возможен другой подход с формулированием нового набора тре­бований, который регулирующий орган готов рассматривать как основу для опреде­ления приемлемого уровня безопасности. В зависимости от решения этого принципи­ального вопроса события могут развиваться по двум направлениям.

При неукоснительном соблюдении требований федеральных норм и правил для эксплуатирующей организации возникает сложная задача поиска средств и времени и решения о целесообразности продления срока эксплуатации. Заметим, что в этом случае может возникнуть проблема с их выполнением.

При положительном решении другого подхода возникает проблема разработки такого «деформированного» подхода, когда допускается формальное невыполнение не­которых позиций федеральных норм и правил, взамен предлагаются (или используются уже имеющиеся) характеристики и дополнительные мероприятия на блоке, компен­сирующие полностью или частично формально не закрытые дефициты безопасности. Возникает следующий принципиальный вопрос о методике оценки безопасности и кри­териях «приемлемого уровня безопасности» в рамках «деформированного подхода». Если первый вопрос требует волевого политического решения, вероятно, на законо­дательном уровне, то решение этого вопроса, по-видимому, целесообразно организо­вать как можно быстрее совместными усилиями специалистов заинтересованных ор­ганизаций. Возможно, отдать все работы Минатому и АС, а регулирующему органу проанализировать готовое предложение и решить принять или не принять. Но такой подход сопровождается неопределенностью в итогах деятельности АЭС и привлекае­мых ими организаций. Но в этом случае, как мы уже отмечали, эксплуатирующая организация вынуждена будет работать и вкладывать средства «вслепую», не зная уровня проходной планки со стороны регулирующего органа. Кроме того, и для регу­лирующего органа процесс выдачи разрешения (лицензии) на продление срока экс­плуатации не является простым. Высказываются мнения, что достаточность или не­достаточность принятых мер по модернизации для продления срока эксплуатации будет определять Госатомнадзор России и привлекаемые им эксперты. Сомнительно, чтобы в нынешней ситуации нашлось достаточное число экспертов, которые высказали бы общее мнение. Вероятно, следует ожидать, что действительно независимые, но не го­товые к такой постановке вопроса эксперты выразят весь спектр возможных ответов, когда трудно будет сформулировать однозначное решение. Для решения такого вопроса необходима организованная плановая работа итерационного характера с привлечением многих организаций и специалистов.