2.4 Устойчивость аэс к внешним и внутренним угрозам

Понятие «Устойчивость» в отношении АЭС рассматривается в нескольких аспектах: 1) устойчивость работы при нормальных условиях эксплуатации, 2) устойчивость (в смысле «живучесть») в условиях проектных и запроектных аварий и 3) устойчивость работы в так называемый «особенный период» - период военных действий или в условиях возможных террористических актов, или других чрезвычайных ситуаций. В первом случае идет речь о показателях работы АЭС на протяжении определенного периода времени – года, квартала, во втором – об эффективности систем безопасности, в третьем варианте рассматриваются необходимые и достаточные условия работы или сохранения целостности РУ.

2.4.1 Устойчивость работы при нормальных условиях и физическая защита

В соответствии с отраслевым стандартом ЭО (ГП НАЭК «Энергоатом») по оценке текущего уровня безопасности энергоблока, оценка технического состояния энергоблока представлена группой, содержащей две подгруппы показателей: показатели устойчивости и использования энергоблока и показателя выработки ресурса проектных режимов. Показатели устойчивости и использования энергоблока Показатели устойчивости и использования энергоблока предназначены для количественной оценки частоты переходных процессов, связанных с непредусмотренными остановами или изменениями мощности реакторной установки или турбогенератора и характеризуют эффективность мероприятий, направленных на повышение стабильности работы основного оборудования и снижение неплановых потерь электроэнергии.

К показателям устойчивости и использования относятся:

• показатель устойчивости работы энергоблока;

• коэффициент использования установленной электрической мощности;

• показатель готовности несения номинальной нагрузки.

Показатель устойчивости работы энергоблока рассчитывается по следующей формуле:

, (5)

где

N_ОСТ - количество неплановых остановов энергоблока;

N_РАЗГР - количество неплановых разгрузок энергоблока на величину 25% и более от уровня мощности, непосредственно ей предшествовавшего;

T_N - время работы энергоблока на мощности за отчетный период, ч.

Как видим из формулы (4) показатель устойчивости работы энергоблока представляет собой относительное число неплановых остановов (разгрузок) на протяжении года и в целом характеризует специалистам техническое состояние оборудования и уровень подготовки персонала, и, соответственно, является индикатором культуры безопасности АЭС. Другим, часто используемым количественным показателем устойчивости работы энергоблока является коэффициент использования установленной электрической мощности.

Коэффициент использования установленной электрической мощности (КИУМ) рассчитывается по следующей формуле:

, (6)

где

W - фактическая выработка электроэнергии за отчетный период, МВт×ч;

Nу - установленная мощность энергоблока, МВт;

Т0 - календарное время, ч.

Коэффициент использования установленной электрической мощности учитывает недовыработку электроэнергии, фактическое использование возможностей энергоблока. Недовыработка электроэнергии считается плановой, когда останов/снижение мощности, послужившие причиной недовыработки, были запланированы и согласованы с диспетчером энергосистемы. К неплановой недовыработке электроэнергии должны быть отнесены все потери электроэнергии из-за неплановых остановов, перепростоев энергоблока в останове или неплановых снижений электрической нагрузки по причинам, находящимся под контролем руководства АЭС. Кроме того, кнеплановым должны быть отнесены неплановые остановы/снижения мощности по требованию органов государственного регулирования безопасности.

К недовыработке электроэнергии по независящим от станции причинам относятся:

- нестабильность энергосистемы или ее повреждения;

- отсутствие спроса на электроэнергию (резервный останов, экономический останов или режим слежения за нагрузкой);

- ограничения, обусловленные факторами окружающей среды (например, связанные с водозабором), которые не могут быть предотвращены действиями персонала станции;

- забастовки;

- работа на мощностном эффекте;

- сезонные колебания электрической мощности (при работе реактора на номинальном уровне тепловой мощности), вызванные изменениями температуры охлаждающей воды;

- отбор пара на теплофикацию;

- ограничения на поставку топлива (оборудования) в результате внешних обстоятельств;

- конструкторско-технологические ограничения.

Источником информации служат формы статистической отчетности, графики несения нагрузок и отчеты о нарушениях в работе АЭС.

Как видим из формулы (5) коэффициент использования установленной электрической мощности представляет собой коэффициент полезного использования РУ на протяжении определенного периода времени и также характеризует техническое состояние оборудования и уровень подготовки персонала, и, конечно же, является индикатором культуры безопасности АЭС. Чем выше (лучше) техническое состояние оборудования РУ и энергоблока в целом, чем лучше подготовлен персонал, тем ближе этот коэффициент к 100%, но достигнуть значения 100% невозможно в связи с необходимостью проведения регламентных работ по техническому обслуживанию (ППР) и перегрузкам топлива. Следующий показатель устойчивости работы энергоблока при нормальных условиях характеризует потери (недовыработку) электроэнергии блоком по объективным и субъективным причинам.

Показатель готовности несения номинальной нагрузки рассчитывается по следующей формуле:

, (7)

где

номинальное производство электроэнергии, МВт×ч;

сумма плановых потерь электроэнергии, МВт×ч;

сумма неплановых потерь электроэнергии, МВт×ч.

N_{пл/непл}недовыработка электроэнергии, МВт;

время эксплуатации энергоблока с пониженной мощностью (или останов) во время планового/непланового события, ч;

Nуст-установленная мощность энергоблока, МВт;

Ткал - календарное время, ч.

К плановым потерям электроэнергии, относятся:

- перегрузка топлива или остановы на ППР;

- плановые остановы или снижение электрической нагрузки для проведения испытаний, ремонтного и технического обслуживания или по другим причинам, связанным с оборудованием АЭС или сперсоналом;

- потери электроэнергии, вызванные испытаниями, если они были запланированы.

К неплановым потерям электроэнергии относятся:

- неплановые остановы для проведения ремонтного и технического обслуживания;

- неплановые остановы или снижения электрической нагрузки для испытаний, ремонта или по другим причинам, связанным с оборудованием АЭС или с персоналом;

- неплановые продления остановов и др.;

Уделяя главное внимание внедрению культуры безопасности в процессы эксплуатации АЭС, в ядерной отрасли Украины учтены предостережения МАГАТЭ о том, что не может быть культуры безопасности на АЭС, если она не распространяется также на обслуживание АЭС и ее физическую защиту. Приведем определение понятия в соответствии с ОПБ, поскольку организация физической защиты АЭС нормируется ОПБ и другими действующими документами.

Физическая защита АС – совокупность технических и организационных мер, направленных на выявление и пресечение попыток несанкционированного проникновения на территорию АС, в её жизненно важные зоны, а также несанкционированного изъятия, перемещения, передачи, использования ядерных материалов и других радиоактивных веществ, имеющихся на АС.

Проектом АС предусматриваются технические и организационные меры для обеспечения физической защиты АС. К техническим мерам относятся охранная зона, внешний периметр (забор), сигнализация охраны периметра, ограждения, контрольные пункты и посты пропуска персонала и транспорта, устройства дозиметрического контроля на входе и выходе, видеонаблюдение, аудиозапись служебных переговоров и т.д. Организационные меры - это создание ЭО на АС необходимых организационных структур для эффективной и безопасной эксплуатации, делегирование администрации АС соответствующих полномочий и обязанностей, организация физической защиты и пожарной охраны. Администрация АС реализовывает систему инженерно-технической поддержки эксплуатации энергоблоков, а также систему аварийной готовности и реагирования.

Системы физической защиты не классифицируются в ОПБ, не описываются в открытой печати, но без их готовности не начинается эксплуатация АС. Этапы ввода АС в эксплуатацию, содержащие ядерно-опасные и радиационно-опасные операции, могут начинаться только при наличии действующей системы радиационного контроля, включая индивидуальный дозиметрический контроль, а также при наличии в необходимом объеме санитарных пропускников, реализации технических и организационных мер по физической защите АС. Дополнительно к сказанному, следует знать, что до завоза ядерного топлива наАС должны быть готовы защитные укрытия для персонала, внутренний и внешний кризисные центры. Эти сооружения не относятся к физической защите, они обеспечивают устойчивость работы АС в условиях запроектных аварий и чрезвычайных ситуаций, влияющих на работу АС.

Физическая защита обеспечивает постоянный контроль доступа на территорию АС и жизненно важные места. Доступ осуществляться при наличии допусков (пропусков), оформленных в установленном порядке. Системы и элементы, важные для безопасности, а также АС в целом, в соответствии с ОПБ, должны быть защищены от несанкционированных действий и диверсий. Особенно важно это в связи с нарастающей угрозой террористических актов. Территория АС должна быть ограждена специальными техническими средствами, оснащенными автоматическими устройствами сигнализации и оповещения. В соответствии с законодательством Украины охрана АС осуществляется специализированными подразделениями. Территория АС, ее сооружения и технологические помещения разделены на зоны в зависимости от их значения для безопасности, и каждая зона имеет соответствующий порядок доступа персонала (гриф доступа). Обычно гриф доступа в соответствующую зону дается только тому персоналу, присутствие которого необходимо для выполнения служебных обязанностей, прописанных в должностной инструкции. Система физической защиты АС автономна и независима от других систем, в том числе и системы электроснабжения. И в тоже время меры физической защиты не препятствуют эксплуатации АС.

В связи с нарастающей угрозой террористических актов специалистами по безопасности предложен термин «культура физической ядерной безопасности», который определен по аналогии с общей культурой безопасности.

Культура физической ядерной безопасности –частный случай более общего понятия организационной культуры, определение которой было предложено ЕдгаромШайном, одним из основателей организационной психологии. Э. Шайн определяет организационную культуру как ряд общих положений, которые формируются группой людей в ходе адаптации к внешним условиям и внутренней интеграции внутри организации и которые со временем, в процессе деятельности организации, становятся настолько важными, что должны передаваться новым сотрудникам как правильный способ восприятия и решение проблем.

Консультативная групп МАГАТЭ по вопросам физической ядерной безопасности (IAEA AdvisoryGrouponNuclearSecurity) недавно предложила новое, более широкое значение термина физической ядерной безопасности, определив его как "предотвращение, выявление и реагирование в отношении хищений, диверсий, несанкционированного доступа, незаконной передачи и других злонамеренных действий по отношению к ядерным материалам и другим радиоактивным веществам, а также связанных с ними установками".

Исходя из этого определения, рассмотрение состояния дел относительно культуры физической ядерной безопасности в контексте обеспечения физической ядерной безопасности в Украине следует распространить за границы только физической защиты ядерных материалов и ядерных установок, а также радиоактивных источников и соответствующих установок. Следует включать дополнительно к кругу вопросов физической ядерной безопасности такие направления деятельности в этой сфере, как учети контроль, а также противодействие незаконному обращению ядерного топлива и радиоактивных материалов.

Последующее развитие событий в мире показывает, что, не считаясь с войной, которую ведущие страны мира объявили терроризму, и на определенные успехи на этом фронте, существенное снижение уровня террористических угроз будет достигнуто нескоро. Кроме решения срочных проблем безопасности использования ядерной энергии во всем мире необходимо задействовать и долгосрочные факторы положительного влияния на защищенность объектов ядерной энергетики и связанной с ней инфраструктуры от злонамеренных действий, в первую очередь против актов ядерного терроризма. К таким факторам следует отнести обеспечение соответствующего уровня культуры ФЯБ.

Относительно такого подхода международным сообществом достигнут консенсус. Действительно, культура ФЯБ включена в список 12 фундаментальных принципов физической защиты ядерных материалов и ядерных установок, перечисленных в Поправке к Конвенции о физической защите ядерного материала, которую принято на специальной конференции МАГАТЭ в июле 2005 года, и уже ратифицировано рядом стран.

При анализе состояния обеспечения физической ядерной безопасности, на наш взгляд, следует учитывать, что в ближайшем будущем требования к культуре физической ядерной безопасности будут определяться потребностями безопасной среды, которые были "жестко" сформированные вследствие событий 11 сентября 2001 года, и условиями, в которых разворачивается война мирового сообщества против терроризма.

В соответствии с современными представлениями об обеспечении необходимого уровня культуры физической безопасности "культура безопасности предусматривает оценку источников и масштабов угрозы. Персонал объекта должен понимать важность мероприятий по безопасности, и это понимание должно существенно влиять на деятельность персонала и определять его поведение, как в повседневной работе, так и в чрезвычайных ситуациях". Следуя этой рекомендация МАГАТЭ, необходимо рассматривать при анализах безопасности угрозы терроризма как возможные исходные события, которые могут привести к повреждению реакторной установки. При выполнении такого анализа должна быть оценена готовность и надежность систем физической защиты в комплексе систем безопасности РУ и должны быть получены соответствующие вероятностные критерии с учетом подготовки персонала.

2.4.2 Устойчивость АЭС в условиях проектных и запроектных аварий

Вопрос безопасности один из актуальнейших вопросов в ядерной энергетике. Поэтому строящиеся сейчас реакторы 3-го поколения, и тем более –проектируемые реакторы 4-го поколения становятся всё более безопасными в эксплуатации, более надёжными, более ресурсосберегающими, более экологически чистыми и более экономичными.

В данном разделе рассматриваются пути развития атомного реакторостроения с позиций устойчивости работы АЭС.

2.5.2.1Проектные меры обеспечения устойчивости АЭС

В соответствии с основными правилами безопасности, проектом АЭС предусматриваются технические средства и организационные меры, направленные на предотвращение проектных аварий и ограничение их последствий и обеспечивающие безопасность при любом учитываемом проектом исходном событии с наложением одного независимого от исходного события отказа любого элемента систем безопасности (активного или пассивного, имеющего механические движущиеся части), или одной независимой от исходного события ошибки персонала. Причем, уровень надежности считается высоким, если показатели надежности таких элементов не ниже показателей надежности пассивных элементов систем безопасности, не имеющих движущихся частей, отказы которых не учитываются ввиду их малой вероятности. Допустимое время вывода элемента из работы для техобслуживания и ремонта определяется на основе анализа надежности системы, в которую он входит.

Дополнительно к одному независимому от исходного события отказу одного из перечисленных выше элементов должны быть учтены приводящие к нарушению пределов безопасной эксплуатации необнаруживаемые отказы элементов, влияющие на развитие аварий.

Системы и элементы безопасности должны быть способны выполнять свои функции в установленном проектом объеме с учетом обусловленных авариями воздействий (механических, тепловых, химических и др.). Для систем и элементов нормальной эксплуатации, важных для безопасности, перечень учитываемых внешних и внутренних воздействий и требования к объёму выполняемых функций во время и/или после указанных воздействий должны устанавливаться в проекте с учётом требований норм, правил и стандартов по ядерной и радиационной безопасности, рис. 2.

Рисунок 2 Устойчивость АЭС к внешним воздействиям

Реакторная установка и блок АЭС в целом должны сохранять целостность и работоспособность при всех неблагоприятных природных и техногенных факторах, включая землетрясение и падение самолёта.

Особые требования устойчивости предъявляются к активной зоне реактора. Активная зона проектируется таким образом, чтобы при нормальной эксплуатации, нарушении нормальной эксплуатации и проектных авариях обеспечивались ее механическая устойчивость и отсутствие деформаций, нарушающих нормальное функционирование средств воздействия на реактивность и аварийного останова реактора или препятствующих охлаждению ТВЭЛов. Активная зона вместе с её элементами, влияющими на реактивность, проектируется таким образом, чтобы любые изменения реактивности, вызванные перемещением органов регулирования или эффектами реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, а также при проектных и запроектных авариях, не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к нарушению пределов повреждения ТВЭЛов. Характеристики ядерного топлива, конструкции реактора и оборудования первого контура не должны допускать образования критических масс при проектных и запроектных авариях, включая тяжёлые аварии.