Министерство образования и науки Украины

ОДЕСКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ НА АЭС И ТЕХНИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ, ПРИМЕНЯЕМЫЕ ДЛЯ ПРЕДОТВРАЩЕНИЯ И

ОГРАНИЧЕНИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ

Учебное пособие по изучению дисциплины «Безопасность и надежность АЭС» для студентов специальности 8.05060301 –

«Атомная энергетика» (Разделы: «Ядерные события и их классификация», «Системы безопасности АЭС»)

Одесса ОНПУ 2014

1

Министерство образования и науки Украины

ОДЕСКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

С.В.Барбашев, О.Е.Зотеев

РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ НА АЭС И ТЕХНИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ, ПРИМЕНЯЕМЫЕ ДЛЯ ПРЕДОТВРАЩЕНИЯ И

ОГРАНИЧЕНИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ

Учебное пособие по изучению дисциплины «Безопасность и надежность АЭС» для студентов специальности 8.05060301 –

«Атомная энергетика» (Разделы: «Ядерные события и их классификация», «Системы безопасности АЭС»)

Утверждено на заседании кафедры АЭС,

протокол № 3 от 19.12.2013

Одесса ОНПУ 2014

2

Учебное пособие по изучению дисциплины«Безопасность и надежность АЭС» (разделы «Ядерные события и их классификация» и «Системы безопасности АЭС») для студентов специальности 8.05060301 всех форм обучения – Атомная энергетика / Авторы: С.В. Барбашев, О.Е. Зотеев. – Одесса: ОНПУ, 2014. – 109 с.

Данное учебное			пособие		является дополнением к курсу				лекций	по дисципли
«Безопасность и надежность АЭС», в котором подробно и детально описываются возможные
аварийные события на АЭС, их признаки и последствия, дается их классификация. Большое
внимание	уделено	описанию			систем	безопасности, требованиям к ним. Излагаются
современные	подходы		к	повышению		безопасности АЭС путем использования сист
безопасности, в том числе пассивных, например таких, как система гидроемкостей второй
ступени, система пассивного отвода тепла от парогенераторов и устройство локализации
расплава.
Учебное пособие содержит большой объем							информации, в		которой	приведены
реальные технические характеристики систем безопасности и их элементов, что обеспечивает
достоверность излагаемого материала и дает возможность при выполнении учебных расчетов
получать действительные параметры состояния систем и элементов АЭС, работающих при
различных режимах.
Настоящее		учебное		пособие		предназначено	для	студентов		старших,	к

обучающихся по специальности«Атомная энергетика». Оно может быть использовано не только при изучении дисциплины «Безопасность и надежность АЭС», но и других дисциплин ядерно-энергетического профиля, а также при прохождении производственных практик, выполнении контрольных работ, расчетно-графических, курсовых работ и дипломных проектов.

Авторы: С.В. Барбашев, доктор технических наук, профессор О.Е. Зотеев, кандидат физ.-мат.наук, доцент.

Рецензент: В.П.Кравченко, доктор технически наук, профессор.

3

СОДЕРЖАНИЕ
Введение ...................................................................................................................	6
1.Ядерные события и их классификация ................................................................	8
1.1. Международная шкала ядерных событий ......................................................	8
1.1.1 Примеры событий на ядерных установках, классифицируемые
Международной шкалой .....................................................................................	11
1.2 Классификация радиационных аварий, основанная на применении
гигиенического подхода .......................................................................................	25
1.2.1 Виды, масштабы и фазы радиационных аварий ........................................	25
1.3 Классификация радиационных аварий по техническим последствиям.......	30
1.3.1 Проектные аварии ........................................................................................	30
1.3.2 Запроектные аварии .....................................................................................	35
1.3.2.1 Управление запроектными авариями ......................................................	40
1.4 Краткая характеристика радиационных аварий ............................................	42
1.5 Риски радиационных воздействий при авариях на АЭС ..............................	45
1.5.1 Общие положения ........................................................................................	45
1.5.2 Риск радиационных воздействий при нормальной эксплуатации АЭС ...	46
1.5.3 Риск радиационных воздействий при МПА ...............................................	46
1.5.4 Риск радиационных воздействий при ЗПА ................................................	47
1.5.5 Риск радиационных воздействий при тяжелых авариях на АЭС ..............	48
1.5.6 Меры по уменьшению риска радиационного воздействия при проектных
и запроектных авариях на АЭС ...........................................................................	52
Список литературы, которая была использована при составлении первого
раздела. ...............................................................................................................	54
Вопросы для самоконтроля . ..............................................................................	57
2.Системы, важные для безопасности АЭС с реакторами ВВЭР – 1000 ............	58
2.1 Классификация систем и элементов безопасности по ОПБУ - 2008 ............	59
2.2 Требования к проектированию и созданию систем безопасности ...............	61
2.2.1 Общие требования .......................................................................................	61
2.2.2 Требования к защитным системам безопасности ......................................	62
2.2.3 Требования к локализующим системам безопасности ..............................	62
2.2.4 Требования к управляющим системам безопасности ................................	63
2.2.5 Требования к обеспечивающим системам безопасности ..........................	64
2.3 Описание систем безопасности АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (В-302)....	65
2.3.1 Защитные системы безопасности ...............................................................	65
2.3.1.1 Система управления и защиты .................................................................	65

4

2.3.1.2 Борное регулирование ..............................................................................	67
2.3.1.3 Система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления ...	69
2.3.1.4 Система гидроемкостей (пассивная часть САОЗ)...................................	71
2.3.1.5 Система аварийного и планового расхолаживания активной зоны
низкого давления ..................................................................................................	72
2.3.1.6 Система компенсации давления первого контура ..................................	74
2.3.1.7 Система паросбросных устройств (импульсно-предохранительные
устройства парогенератора – ИПУ ПГ, быстродействующая редукционная
установка сброса пара в атмосферу – БРУ-А, быстродействующий запорный
клапан – БЗОК) .....................................................................................................	75
2.3.1.8 Система продувки-подпитки первого контура, включая борное
регулирование.......................................................................................................	77
2.3.1.9 Система аварийного газоудаления из первого контура ..........................	78
2.3.1.10 Система дренажей и воздушников .........................................................	79
2.3.1.11 Система продувки парогенераторов ......................................................	80
2.3.1.12 Система аварийной питательной воды ..................................................	80
2.3.1.13 Система расхолаживания бассейна выдержки и перегрузки
отработавшего ядерного топлива ........................................................................	82
2.3.1.14 Система азота и газовы сдувок ..............................................................	82
2.3.2 Локализующие системы безопасности .......................................................	83
2.3.2.1 Система герметичного ограждения .........................................................	83
2.3.2.2 Спринклерная система ..............................................................................	90
Состав спринклерной системы..........................................................................	91
2.3.2.3 Система контроля концентрации водорода в гермооболочке ................	91
2.3.2.4 Система контроля концентрации и аварийного удаления водорода из
гермооболочки ......................................................................................................	93
2.3.3. Обеспечивающие системы безопасности ..................................................	96
2.3.4 Управляющие системы безопасности.........................................................	97
2.3.5 Пассивные системы безопасности ..............................................................	99
2.4 Состояние защищенности АЭС с реакторами нового поколения ВВЭР-
1000, ВВЭР-1200 в случае возникновения чрезвычайных ситуаций...............	102
Список литературы, которая была использована при составлении второго
раздела .............................................................................................................	106
Вопросы для самоконтроля .............................................................................	107

5

ВВЕДЕНИЕ

Основной задачей обеспечения безопасности атомной станции является защита населения, эксплуатационного персонала и окружающей среды от неприемлемого уровня радиационного воздействия, достигаемая техническими средствами и организационными мерами. Причем, как показывает мировой опыт, главное - это защита от потенциально возможных аварийных ситуаций. Поэтому изучение и анализ характерных ядерных событий, которые имели место при эксплуатации АЭС в разных странах мира, классификация этих событий имеют важное значение для создания эффективной системы аварийного реагирования и превентивной готовности к ним и формирования противорадиационн защитных мер и мероприятий для персонала и населения.

На всех АЭС для этого, прежде всего, используются технические устройства безопасности, как активные, так и пассивные, назначение которых - предотвращение серьезных аварий и уменьшение их последствий, если они произойдут. Системы безопасности (СБ) предотвращают развитие аварии, выполняя основные функции: остановку реактора; отвод остаточных энерговыделений; ограничение распространения радиоактивных продуктов.

Специфической особенностью систем безопасности является то, что во время нормальной эксплуатации АЭС системы СБ находятся в полной готовности к выполнению своих функций в случае возникновения аварии, но при этом фактически не используясь по прямому назначению. Эта особенность их эксплуатации требует от персонала АЭС глубоких знаний об устройст, конструкции оборудования и режимах работы систем СБ.

Учебное пособие “Радиационные аварии на АЭС и технические системы, применяемые для предотвращения и ограничения их последствий” является дополнением к курсу лекций“Безопасность и надежность АЭС”, который читается в Одесском национальном политехническом университете студентам старших курсов, обучающимся по специальности8.05060301 “Атомная энергетика”. В первом разделе пособия подробно и детально описываются возможные аварийные события на АЭС, их признаки и последствия, дается их

классификация. Второй раздел	посвящен	описанию	систем безопасност
разного назначения, влияния на	безопасность,	выполнения	ими функций, а

также требованиям к ним. Излагаются современные подходы к повышению безопасности АЭС путем использования систем безопасности, в том числе

пассивных, например таких, как			система гидроемкостей второй ступени,
система пассивного отвода тепла от парогенераторов и устройство локализации
расплава.
Пособие	предназначено	для	повышения и углубления уровня знаний
студентов специальности “Атомная энергетики”, которые в дальнейшем будут
работать на АЭС и обеспечивать её безопасность. Тем не менее, оно может быть
использовано	студентами	и	при	изучении	других	дисциплин-	я
энергетического профиля, а также при прохождении производственных практик,
выполнении	контрольных	работ,	расчетно-графических,		курсовых работ		и

6

дипломных проектов. Кроме того, совместно с уже имеющимися учебными

изданиями, в	которых	рассматриваются	проблемы	безопасности,	А
настоящее учебное пособие может быть полезным и для начальной подготовки

рабочего и инженерно-технического персонала смен в службах подготовки персонала.

Стиль	изложения		материала	в	данном		пособии	предполагает			е
использование как в форме самоподготовки, так и при проведении планового
обучения.
Главная цель курса лекций и дополнения к нему– привить будущему
специалисту	принципы		культуры		безопасности, которые			направлены		на
предотвращение проявления самоуспокоенности в процессе работы на ,АЭС
понимание значения с точки зрения безопасности всех отклонений от штатного
регламента, осознание приоритета безопасности в принятии решений, развитие
чувства ответственности за порученное дело, системный подход на всех этапах
работы, внимание к мелочам (сила мелочей в том, что их много), неформальное
отношение	к	знаниям, накопленным			в	процессе		всего	предыдуще

национального и международного опыта эксплуатации ядерных объектов. Желаем удачи в деле повышения и расширения своего уровня знаний.

Авторы

7

1.ЯДЕРНЫЕ СОБЫТИЯ И ИХ КЛАССИФИКАЦИЯ

1.1. Международная шкала ядерных событий

Международная шкала ядерных событий(англ.INES, сокр. International Nuclear Event Scale) разработана в 1988 году международной группой экспертов под эгидой Международного агентства по атомной энергии(МАГАТЭ) и Агентства по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и

развития[1,2].	Она	была	создана	в	качестве		средства		операт
информирования специалистов			и общественности		о событиях,		происходящих
на ядерных установках, с точки зрения безопасности.
Реально	характеризуя		события, шкала	может		облегчить		достижение

единообразного их понимания ядерным сообществом, средствами массовой информации и общественностью.

Шкала разрабатывалась на основе изучения опыта прошлых событ, ийх классификации и оценок, а также в соответствии с нормами и критериями ядерной и радиационной безопасности.

Сначала шкала использовалась только применительнок событиям, связанным с аварийными радиационными выбросами в окружающую среду на атомных станциях.

Однако позднее она стала применяться ко всем установкам гражданской

атомной	промышленности. В настоящее время шкала			применима к		любому
событию,	связанному	с	перевозкой, хранением	и	использованием
радиоактивных материалов и источников излучения				и	охватывает	широкий
спектр	практической	деятельности, включая радиографию, использование

источников излучения в больницах, на любых гражданских ядерных установках и т.д. Она также включает утрату и хищение источников ионизирующего излучения и обнаружение бесхозных источников.

Общий вид Международной шкалы ядерных событий(INES) представлен в табл.1.1.

Табл.1.1.Международная шкала ядерных событий (INES)

	Уровень по	Критерии оценки безопасности					Примеры событий
		Население и		Радиологические		Глубокоэшелониров
	шкале INES
		окружающая среда		барьеры и контроль		анная защита
		Сильный выброс
		(радиологический					Авария на Чернобыльской
		эквивалент более
							АЭС, СССР,1986 год
	7.Крупная	нескольких десятков
							Авария на АЭС “Фукусима-
		тысяч ТБк I-131):
	авария						1” ,
		тяжёлые последствия
		для здоровья					Япония,2011 год
		населения и для
		окружающей среды

8

			Значительный выброс
			(радиологический
			эквивалент более
	6.Серьёзная		нескольких тысяч
			ТБк I-131): требуется			Авария на ПО
	авария		полномасштабное			«Маяк», СССР,1957 год
			осуществление
			плановых
			мероприятий по
			восстановлению
			Ограниченный
	5.Авария с		выброс: требуется	Тяжёлое		Авария на АЭС Три-Майл-
			частичное	повреждение		Айленд, США,1979 год
	риском для
			осуществление	активной зоны и		Авария в Уиндскейле,
	окружающей
			плановых	физических
	среды					Великобритания,1957 год
			мероприятий по	барьеров
			восстановлению
	4.Авария без			Серьёзное
			Минимальный	повреждение
	значительного			активной зоны и		Авария на ядерном объекте
			выброс: облучение
	риска для			физических		Токаймура,Япония, 1999
			населения в пределах
	окружающей			барьеров; облучение		год
			допустимого
	среды			персонала с
				летальным исходом
					Аварию удалось
					предотвратить, но
				Серьёзное	для этого пришлось	Пожар на АЭС
					задействовать все	Ванделлос,Испания, 1989
			Пренебрежительно	распространение
					исправные системы	год
	3.Серьёзный		малый выброс:	радиоактивности;
					безопасности.	Авария на
			облучение населения	облучение
	инцидент				Также: потеря,	СХК,Россия, 1993 год (по
			ниже допустимого	персонала с
					похищение или	некоторым данным, INES
			предела	серьёзными
					доставка не по	4) Утечка на Фукусима-1
				последствиями
					адресу	(2013).
					высокоактивного
					источника
				Значительное	Инцидент с
				распространение
					серьёзными
				радиоактивности;
	2.Инцидент				отказами в
				облучение		Многочисленные события
					средствах
				персонала за
					обеспечения
				пределами
					безопасности
				допустимого
					Аномальная
	1.Аномальная				ситуация,
					выходящая за	Многочисленные события
	ситуация				пределы
					допустимого при
					эксплуатации
	0.Событие с
	отклонением		Отсутствует значимость с точки зрения безопасности			Многочисленные события
	ниже шкалы

События в шкале классифицируются семью уровнями. Нижние уровни (1-3) называют инцидентами, а верхние (4-7) – авариями. События, которые не имеют значимости с точки зрения безопасности, классифицируются как относящиеся к уровню “0”. Они находятся ниже шкалы и называются отклонениями. События, не относящиеся к безопасности, определяются как выходящие за рамки шкалы.

МАГАТЭ рекомендует оповещать страны-участники в24-часовой срок о всех

9

событиях выше “2” уровня опасности, когда имеются хотя бы незначительные выбросы радиации за пределы производственной площадки, а также в случаях событий “0” и “1” уровней, если того требует общественный интерес за пределами страны, в которой они произошли. Информация передается в СМИ странами-участниками и самим МАГАТЭ, в том числе посредством интернета

(http://www.ns.iaea.org/tech-areas/emergency/default.htm ).

Структура шкалы представляет собой матрицу с ключевыми словам. События рассматриваются с точки зрения трех характеристик или критериев безопасности, представленных в каждом из трех столбцов: воздействие за

пределами	площадки,	воздействие	на	площадке	и	дегр
глубокоэшелонированной защиты.
Второй	столбец матрицы связан с		событиями, приводящими к		выбросам

радиоактивности за пределами площадки. Так как только это последствие оказывает непосредственное воздействие на население, то, естественно, что такие выбросы являются предметом особой озабоченности. Поэтому нижний уровень в этом столбце соответствует выбросу, результате которого лица, находящиеся вне площадки и подвергшиеся наибольшему облучению, получают дозу облучения, эквивалентную одной десятой годового дозового предела для населения. Это событие классифицируется на уровне“3”. Как правило, такая

доза составляет около одной десятой средней годовой дозы естественног фонового излучения. Наивысший уровень представляет собой крупную ядерную

аварию	с	широкомасштабными		последствиями	для	здоровья	люде
окружающей среды.
В третьем столбце рассматривается воздействие события на площадке. Эта
категория		охватывает	диапазон	уровней 2-гот (загрязнение			и/или
переоблучение персонала)			до 5-го (серьезная авария,		например, такая,		как

расплавление активной зоны ядерного реактора АЭС).

Все ядерные установки проектируются с учетом наличия ряда барьеров безопасности, предотвращающих возникновение значительного воздействия на площадке или за ее пределами. Совокупность барьеров безопасности называют «глубокоэшелонированной защитой». Четвертый столбец матрицы связан с инцидентами на ядерных установках или во время перевозки радиоактивных материалов, в ходе которых деградировали свойства глубокоэшелонированной защиты. Инциденты в этом столбце классифицируются на уровнях “1 – 3”.

Событие, которое включает характеристики, представленные более чем одним критерием, всегда классифицируются на самом высоком уровне, соответствующем любому отдельно взятому критерию.

Промышленные аварии или другие события, не связанные с ядерными или радиационными операциями, не классифицируются и определяются как «выходящие за рамки шкалы». Например, события, связанные с турбиной или генератором, хотя и могут оказать воздействие на системы безопасности, тем не менее, отказы, воздействующие лишь на эксплуатационную готовность турбины или генератора, будут классифицироваться как выходящие за рамки шкалы. Пожары, следует считать выходящими за рамки шкалы, если они не связаны с какой-либо возможной радиационной опасностью и не воздействуют на барьеры безопасности.

10

Шкала неприменима для случаев переоблучения больных в результат процедур, военных инцидентов, намеренных преступлений, а также для сравнения уровня безопасности у государств и проектных организаций– из-за небольшого количества событий второго уровня и выше.

В настоящее время радиоэкологи на основе международной шкалы ядерных событий разрабатывают оценочные системы, в которых учитывался бы не только уровень события, но и нанесенный этим событием экономический и

экологический	ущерб, упущенная	выгода, долгосрочные	социально-
экономические и санитарно-гигиенические последствия.

1.1.1 Примеры событий на ядерных установках, классифицируемые Международной шкалой [3 - 12]

По данным МАГАТЭ после Чернобыльской аварии произошло около800 ядерных аварий и инцидентов. Именно для их классификации и был разработана шкала ядерных событий, о которой речь шла в разделе1.1. Ниже приведены примеры некоторых ядерных событий, имевших место на ядерных установках в разных странах мира, которые классифицируются по шкале INES разными уровнями опасности. Примеры событий, связанных с источниками излучения и их перевозкой, не рассматриваются.

Уровень 7. Крупная авария.

Авария 26 апреля 1986 года на Чернобыльской АЭСпривела к крупномасштабным воздействиям на окружающую среду и здоровье людей.

Из-за нарушения регламента проведения проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности произошло разрушение активной зон реактора РБМК-1000, в результате чего в окружающую среду было выброшено 190 тонн радиоактивных веществ. Согласно официальным данным суммарный выброс радиации на6 мая 1986 года – ко времени, когда распалась большая

часть	короткоживущих		нуклидов– составлял			50	млн. Ки. Радиоактивный
выброс был не только 26 апреля, но продолжался с разной интенсивностью еще
несколько		дней. 2 и 5	мая	в	результате	вторичного		разогрева	топлива в
разрушенном реакторе произошло еще два интенсивных выброса. Загрязнена
территория		площадью 160		тыс.	квадратных		километров. Больше		всего
пострадала северная часть Украины, запад России и Беларусь. Радиоактивные
выпадения того или иного уровня активности наблюдались на территории более
20 государств.
От	радиационного		поражения, полученного				при	тушении возникшего

пожара, в ночь аварии погибли28 человек, у 208 – диагностирована лучевая болезнь. Примерно 140 тыс. человек эвакуированы из зоны бедствия. Согласно отчету ООН, количество людей, непосредственно или косвенно пострадавших от аварии на ЧАЭС, составляет 9 млн., из них – 3-4 млн. – дети. Катастрофа стоила Советскому Союзу в три с лишним раза больше, чем суммарный экономический эффект, полученный в результате работы всех советских АЭС, эксплуатировавшихся в 1954 – 1990 годы.

11

Авария 11 марта 2011 года на АЭС “Фукусима – 1” в Японии. Авария на АЭС “Фукусима” — крупная радиационная авария(по заявлению японских официальных лиц — 7-го уровня по шкале INES на энергоблоках № 1, 2, 3 и 3- го уровня на энергоблоке №4), начавшаяся 11 марта 2011 года на энергоблоке

№ 1 в результате сильнейшего землетрясения в Японии и последовавшего за ним цунами. Землетрясение и удар цунами вывели из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные электростанции.

В момент землетрясения три работающих энергоблока были остановлены действием системы аварийной защиты, которая сработала в штатном режиме.

Однако спустя час было прервано	электроснабжение(в том	числе	и от
резервных дизельных электростанций) из-за последовавшего за землетрясением
цунами.
После потери резервных дизельных электростанций владелец			станции,
компания TEPCO, заявила правительству	Японии об аварийной	ситуации. С

этого момента работа на площадке АЭС была сфокусирована на решени проблемы электроснабжения аварийных систем, для чего на станцию начали доставлять мобильные силовые установки для замещения неработающ дизелей.

В результате недостаточности охлаждения топливных сборок (в реакторе и в

бассейне выдержки (БВ) на энергоблоках № 1, 2, 3 и в БВ на энергоблоке								№
4) повысилось испарение теплоносителя.
Для	недопущения		повреждения		реактора	высоким	давлением
сбрасывали в гермооболочку. Чтобы гермооболочка не разрушилась, пар
пришлось сбрасывать в атмосферу. Давление в гермооболочке удалось сбросить,
однако при этом произошла пароциркониевая реакция и взрыв водорода.
От	взрыва водорода		значительно разрушились реакторные здания эти
блоков. Герметичность корпуса реактора была также нарушена. В результате в
окружающую		среду было	выброшено около770 тыс. ТБк радиоактивности, в
т.ч. 105	ТБк йода-131.На		3 июня	2011	года на	АЭС накопилось		более
105 тыс.тонн радиоактивной воды (720 тыс.ТБк ), которая использовалась для
охлаждения		блоков. Поступление		загрязненной		радионуклидами		воды с

аварийных блоков АЭС не прекращается до сих пор. Так, 18 января 2014 года уровень содержания радиоактивных веществ в грунтовой воде под блоками станции поднялся до самого высокого уровня с момента аварии. По данным ТЕРСО, в отдельных местах он превышает2,7 млн.Бк на литр жидкости при норме 150 Бк. От воды исходит интенсивное бета-излучение, что свидетельствует об имеющемся в ней большом количестве стронция-90.

В настоящее время работы по ликвидации последствий аварии на АЭС продолжаются. По оценке экспертов, процесс ликвидации последствий аварии займет 30-40 лет.

Результатом аварии стали следующие основные последствия:

-переоблучение персонала и населения;

-загрязнение окружающей среды на значительных расстояниях;

-запрет на употребление продуктов питания местного производства

повышенные уровни радиации на местности, в связи с чем численность

12

вынужденных переселенцев составила примерно 125000 человек; - значительные финансовые потери.

Следует отметить, что в настоящее время в Украине с учетом уроков аварии на АЭС “Фукусима-1” выполнена целевая дополнительная оценка безопасности

для всех действующих энергоблоков(стресс-тесты).					По	результатам	этой
оценки	формируется программа	мероприятий		по	повышению устойчивости
АЭС при постулируемых отказах функций безопасности.
Одновременно подтверждено, что для природных воздействий, характерных
для	площадок украинских АЭС		не выявлены			критические	фактор
неучтенные воздействия. (Необходимо			отметить,	что	опасные воздействия,
проявившиеся на АЭС“Фукусима”: цунами, высокий уровень сейсмического
воздействия, не являются характерными для АЭС Украины).
Уровень 6. Серьезная авария.
Авария 29 сентября 1957 года		на	ПО«Маяк», Южный Урал, Россия.

«Кыштымская		авария»		—	крупная		радиационная		техногенная		авария,
произошедшая на			химкомбинате«Маяк»,				расположенном		в закрытом		городе
«Челябинск-40».		Сейчас		этот	город	называется		Озёрск. Авария		называется
«Кыштымской»		по причине			того, что		город	Озёрск	был	засекречен
отсутствовал на		картах		до1990 года. Кыштым — ближайший к нему							город.
29 сентября	1957		года	в 16:22 из-за		выхода из		строя	системы	охлаждения
произошёл	взрыв		ёмкости объёмом300 кубических					метров, где содержалось

около 80 м³ высокорадиоактивных ядерных отходов. Взрывом, оцениваемым в десятки тонн в тротиловом эквиваленте, ёмкость была разрушена, бетонное перекрытие толщиной 1 метр и весом160 тонн отброшено в сторону. В атмосферу было выброшено около 20 млн. Ки радиоактивных веществ. Часть из них была поднята взрывом на высоту1—2 км, в результате чего образовалось облако, состоящее из жидких и твёрдых аэрозолей с преобладаниемSr-90. В течение 10—11 часов радиоактивные вещества выпали на протяжении 300—350 км в северо-восточном направлении от места взрыва(по направлению ветра). В первые часы разовому облучению до100 Р подверглись более пяти тысяч человек. В зоне радиационного загрязнения оказалась территория нескольких предприятий комбината «Маяк», военный городок, пожарная часть, колония заключённых и далее территория площадью23000 кв.км. с населением 270 000 человек в 217 населённых пунктах трёх областей: Челябинской, Свердловской и

Тюменской. Сам	Челябинск-40	не	пострадал. 90 процентов радиоактивного
загрязнения	выпало	на	территории	закрытого	админи-
территориального	образования		химкомбината«Маяк», а	остальная	часть

рассеялась дальше. В ходе ликвидации последствий аварии23 деревни из наиболее загрязнённых районов с населением от10 до 12 тысяч человек были отселены, а строения, имущество и скот уничтожены. Для предотвращения

разноса радиации в1959 году решением правительства была				образована
санитарно-защитная зона на наиболее загрязнённой части радиоактивного следа,
где всякая хозяйственная деятельность была запрещена. С 1968 года на этой
территории	образован	Восточно-Уральский	государственный	заповедник.

13

Сейчас зона заражения именуется Восточно-Уральским радиоактивным следом (ВУРС). Общая длина составляла примерно 300 км, при ширине 5-10 км.

Уровень 5. Авария с риском для окружающей среды.

Авария 10 октября	1957 года на графитовом реакторе с воздушным
охлаждением в Уиндскейле (Селлафилд), Великобритания.
Атомная электростанция		Уиндскейл на северо-западе	Великобритании
начала свою работу в1956 году. При этом АЭС выполняла также и военно-
промышленные заказы,	в	частности, производила оружейный	плутоний.

Собственно, именно на производстве, связанном с изготовление оружейного плутония и произошла авария, которая более двадцати лет считалась наиболее

серьёзным	происшествием	на атомных	объектах. Первыми реакторами в
истории	атомной энергетики были реакторы, построенные с применением
графита. При производстве оружейного плутония нейтроны, воздействовавшие
на графит, изменяли его кристаллическую структуру, в которой накапливалась
энергия (так называемая энергия Вигнера).
Чтобы	освободить эту	энергию и	восстановить нормальную структур

графита в реакторе, без чего невозможна нормальная работа АЭС, требовалась процедура контролируемого отжига. Для этого закрывалась система воздушного

охлаждения	реактора, после	чего		реактор	в	ходе	работы	постепе
разогревался. В определённый			момент температура			в	реакторе	достигал
значения,	достаточного	для		восстановления		структуры		графита

высвобождения энергии Вигнера. Реактор АЭС в Уиндскейле имел такую особенностью, при которой требовалось проводить контролируемый отжиг дважды, так как после первой процедуры оставались «неотработанные» участки.

10 октября 1957 года в ходе повторного контролируемого отжи температура в реакторе стала слишком большой, к металлическому урановому топливу из-за неверных действий персонала станции проник ,воздухпри

соприкосновении		которого с	топливом	начался .пожарПожар привёл			к
перегреву металлических твэлов(стержней), диаметр которых увеличился. В
результате	этого	стержни	невозможно	было	извлечь	из	реактор
специальным каналам. Опасность была в том, что пожар					мог привести к началу

неконтролируемой реакции, взрыву реактора и радиоактивному загрязнению

большой территории.	Сценарий развития событий напоминал	сценарий
будущей Чернобыльской катастрофы.
В течение нескольких часов, со второй половины дня 10 октября, всю ночь и
до утра 11 октября	персонал АЭС пытался потушить пожар	в реакторе.

Первоначально единственным безопасным способом тушения пожара была выбрана подача в реактор углекислого газа, который должен был перекрыть

доступ кислорода и тем самым лишить				огонь	питательной .средыТушить
реактор водой было крайне опасно, так			как в условиях высокой температуры
металлического	уранового топлива	и	твэл	резкий перепад температуры		мог
привести к единовременному выбросу энергии и					взрыву реактора. Однако к
утру 11 октября	стало понятно, что	тушение		углекислым газом не помогает.

14

Пожар распространяется дальше и достигает уже каналы, содержащие 8 тонн уранового топлива. В этой ситуации иного выхода, кроме как затопить реактор, не было. Риск взрыва в результате этого шага был ,великно взрыв при продолжающемся пожаре также был неизбежен. В итоге, в 8 часов 55 минут 11 октября в реактор начали подавать воду и, к счастью, ночью 12 октября реактор был переведён в «холодное положение», пожар потушен, взрыв предотвращён.

Последствия аварии. События на АЭС в Уиндскейле до сих пор являются в

значительной	степени	засекреченными	правительством	Великобритани,
поэтому доступна не вся информация о её последствиях. Известно, что
радиоактивные элементы поступали в атмосферу через				каналы	выведени
воздуха АЭС	примерно	в течение сутокдругим способом		выводить	пар,

выделявшийся при тушении реактора водой, было невозможно. В результате, в атмосферу, на почву и в воду в окрестностях АЭС попали такие изотопы, как йод-131 (750 ТБк), цезий-137, стронций-89 и стронций-90. Согласно правительственным данным, серьёзного вреда окружающей среде или людям, находившимся на станции или возле неё, нанесено не было.

Присутствие радионуклидов было отмечено в радиусе4-х километров от Уиндскейла, однако их концентрация в воде, растениях и продуктах питания не превышала норму, безопасную для здоровья. При этом независимые исследователи полагают, что негативное воздействие аварии на окружающую среду и население всё-таки было: по их подсчётам, радиационное загрязнение местности вызвало возникновение раковых заболеваний, правда, количество заболевших колеблется от 20 до 200. Кроме того, по не подтверждённой, но и не опровергаемой официальными представителями информации, на самой АЭС погибли до 13 человек, а более 200 пострадали от лучевой болезни.

Авария 28 марта 1979 году на АЭС «Три Майл Айленд» в США (штат Пенсильвания).

До Чернобыльской аварии, авария на АЭС«Три Майл Айленд» считалась крупнейшей в истории мировой ядерной энергетики и до сих пор считается самой тяжёлой ядерной аварией в США.

Эта авария на серийном блоке с реактором РWR электрической мощностью 961 МВт случилась 28 марта 1979 года. В результате нарушения охлаждения активной зоны произошел перегрев твэлов с расплавлением оболочек и выходом значительной части радиоактивных продуктов деления(до 10% накопившейся активности в топливе) в первый контур и в объем защитной оболочки.

Причиной аварии явились отказ оборудования(незакрытие клапана на компенсаторе давления) и необеспечение персоналом 2-й критической функции безопасности (теплоотвода от активной зоны) вследствие ряда ошибок.

В результате аварии были значительно разрушены первые два физических барьера (матрица и оболочки твэл). Герметичность третьего барьера – первого контура – была нарушена. Наличие защитной оболочки(четвертого барьера) позволило локализовать радиоактивные продукты деления и ограничить их выброс в окружающую среду, благодаря чему исход этой аварии в плане радиационного воздействия на население оказался благополучным. Достаточно сказать, что выброс радиоактивного йода-131 составил 0,6 ТБк – защитная

15

оболочка	позволила		предупредить		выброс		5	ТБк	изотопов
						свыше10
радиоактивного		йода.	Территория		станции	также		была		загряз
радиоактивной водой, вытекшей из первого контура.
Во время аварии рассматривалась возможность эвакуации населения
территории, непосредственно прилегающей к АЭС, а беременным женщинам и
детям	было	рекомендовано		покинуть. Однакоее, в			действительности,
радиоактивное облучение населения оказалось очень малым. Прогнозируется.
что его последствия в будущем, обусловленные						возрастанием			летальных
событий от раковых заболеваний среди местного населения, не смогут быть
идентифицированы. Согласно				этому	прогнозу, результатом				аварии	в

последующие 30 лет будет один дополнительный летальный исход от раковых заболеваний на фоне обычно ожидаемых200000 таких случаев, которые могут произойти в течение тех же последующих 30 лет.

Назначенная Президентом США Комиссия, расследовавшая причины аварии, пришла к выводу, что непосредственной причиной была ошибка оператора. Среди сопутствующих причин были названы просчеты в подготовке операторов АЭС, недостатки в управляющем оборудовании, а также отношение руководителей ядерной промышленности США к обеспечению безопасности. Была также подвергнута резкой критике Комиссия по ядерному регулированию США.

В результате аварии станция получила серьезные повреждения. Работы по очистке второго энергоблока заняли целых12 лет и обошлись в 1млрд. долларов, что фактически обанкротило компанию – владельца станции

(Метрополитен Эдисон). Была проведена дезактивация территории станции, топливо было выгружено из реактора. Однако часть радиоактивной воды впиталась в бетон защитной оболочки и эту радиоактивность практическ невозможно удалить. Пока еще не ясно, можно ли восстановить поврежденный реактор и снова вернуть его в эксплуатацию или же он будет демонтирован и захоронен.

Официально работы по устранению последствий аварии были завершены в декабре 1993 года. Эксплуатация первого блока станции была возобновлена в

1985 году.

Интересно: Авария на АЭС«Три Майл Айленд» произошла через несколько дней после выхода в прокат кинофильма«Китайский синдром», сюжет которого построен вокруг расследования проблем с надёжностью атомной электростанции, проводимого тележурналисткой и сотрудником станции. В одном из эпизодов показан инцидент, очень похожий на тот, который в действительности произошел на«Три Майл Айленд»: оператор, введённый в

заблуждение неисправным датчиком, отключает аварийную подачу воды в активную зону и это едва не приводит к её расплавлению(к «китайскому синдрому»). По ещё одному совпадению, один из персонажей фильма говорит, что такая авария может привести к эвакуации людей с террит «размером с Пенсильванию».

16

Уровень 4. Авария без значительного риска для окружающей среды

Авария 30 сентября 1999 года на предприятии ЯТЦ Токаймура, Япония.

Авария на ядерном объекте Токаймура повлекла за собой смерть двух человек. На тот момент это был наиболее серьёзный инцидент в Японии, связанный с мирным использованием ядерной энергии. Авария случилась на маленьком радиохимическом заводе компании JCO, подразделении Sumitomo Metal Mining,

в селе Токай уезда Нака префектуры Ибараки, которое занималось переработкой обогащенного гексафторида урана в диоксид урана, из которого в дальнейшем изготовлялось топливо для некоторых коммерческих АЭС. Перерабатывавшийся уран имел степень обогащения по изотопуU-235 не выше 5%. Однако, иногда предприятие занималось переработкой урана гораздо более высокой степени обогащения– 18,8%, для экспериментального реактора на быстрых нейтронах, что влекло за собой необходимость более осторожного обращения с сырьем.

Инцидент произошел в ходе процедуры очистки . уранаВрезультате действий рабочих в отстойнике оказалось около40 литров смеси, содержащей примерно 16 кг урана. Хотя теоретическое значение критической массы даже

чистого	урана-235 составляет 45		кг, реальная критическая масса	в растворе
будет значительно ниже по сравнению с твёрдым топливом из-за , тогочто
имевшаяся в растворе		вода	является замедлителем нейтронов. К тому же
водяная	рубашка вокруг	отстойника сыграла роль отражателя		нейтронов. В

результате критическая масса была существенно превышена и начал

самоподдерживающаяся	цепная	реакция. Рабочий, который	добавлял
уранилнитрат в отстойник	и частично свешивался над ,нимувидел		голубую

вспышку черенковского излучения. Он и ещё один рабочий, находившийся поблизости от отстойника, сразу же испытали боль, тошноту, затруднение дыхания и другие симптомы облучения. Через несколько минут, уже в помещении для дезактивации, его сташнило и он потерял сознание.

Взрыва не было, но следствием ядерной реакции было интенсивное гамма- и нейтронное излучение из отстойника, которое вызвало срабатывание сигнала тревоги, после чего начались действия по локализации аварии. В частности, был

эвакуирован 161	человек из 39 жилых домов	в	радиусе350 метров	от
предприятия (им	было разрешено вернуться в	свои	дома через двое	)суток.

Спустя 11 часов после начала аварии на одном из участков за пределами завода был зарегистрирован уровень гамма-излучения в0,5 мЗв в час, что примерно в 1000 раз превышает естественный фон. Цепная реакция продолжалась с перерывами в течение примерно20 часов, после чего прекратилась благодаря тому, что из окружающей отстойник охлаждающей рубашки слили, вод сыгравшую роль отражателя нейтронов, а в сам отстойник добавили борную кислоту (бор является хорошим поглотителем нейтронов). В этой операции

приняли	участие 27 работников, которые также	получили некоторую дозу
облучения. Перерывы в цепной реакции были вызваны , темчто жидкость
вскипала,	воды становилось недостаточно для	достижения критичности и

цепная реакция затухала. После охлаждения и конденсации воды реакция возобновлялась. Однако некоторая часть радиоактивных благородных газов и

17

иода-131 всё же попала в атмосферу Трое рабочих, непосредственно работавших с раствором, сильно облучились, получив дозы: один от 10 до 20 Зв, другой от 6 до 10 Зв, третий от 1 до 5 Зв (при том, что смертельной в 50 % случаев является доза порядка 3-5 Зв). Первый рабочий умер через12 недель, второй - через 7 месяцев. Всего же облучению подверглись667 человек, включая работников завода, пожарных и спасателей, а также местных жителей. За исключением упомянутых выше троих рабочих, дозы облучения остальных людей были незначительными (не более 50 мЗв). Тепловую мощность цепной

ядерной		реакции в		отстойнике впоследствии оценивали в диапазоне 5отдо
30	кВт.	Согласно		выводам	МАГАТЭ, причиной		инцидента		послужили
«человеческая ошибка и серьёзное пренебрежение принципами безопасности».
	Другие аварии четвертого уровня.
	Авария 26		сентября 1973		года на заводе	по	переработке		топлива в
Уиндскейле			(Селлафилд,		Великобритания)	привела		к	выбросу
10	Ки рутения-106			в аэрозольной форме в рабочую зону завода в результате
экзотермической реакции в технологической емкости.В							рабочих	помещениях

уровни допустимого его содержания были превышены 100в раз. Пострадали 35 человек, в основном за счет внутреннего облучения. Ожидаемая пожизненная

доза облучения одного из пострадавших была				оценена10 вЗв.	Дозы еще
четырех	человек	составили 0,15от	до 0,3 Зв.	Облучение	остальных

пострадавших не превысило 0,15 Зв. Здание завода подверглось радиоактивному загрязнению. После этого события работа завода больше не возобновлялась.

В марте 1980 году авария на АЭС в Сен-Лоране( Франция) привела к расплавлению одного топливного канала в , реактореновыброса радиоактивности в окружающую среду не было .

Во время произошедшей в 1983 году аварии на критической сборке РА-2

в Буэнос-Айресе (Аргентина) аварийный разгон мощности, обусловленный несоблюдением правил безопасности во время выполнения последовательности операций по модификации активной ,зоныпривел к смерти оператора установки, который находился в 3-4 метрах от активной зоны. Он получил дозу облучения 3700 рад (2000 рад – гамма-излучения, 1700 рад – нейтронного ) и умер через два дня. У 17 человек были зафиксированы дозы от 1 до 20 рад.

Уровень 3. Серьезный инцидент.

30 ноября 1975 года. Ленинградская АЭС, г. Сосновый Бор, СССР.

Произошел инцидент с выбросом большого количества радиоактивных веществ. Его причиной послужило расплавление нескольких твэл в одном из технологических каналов, что привело к частичному разрушению активной зоны реактора РБМК-1000 первого энергоблока. Во внешнюю среду было выброшено 5,6 . 104 ТБк радиоактивности. Жители прилегающих территорий не были оповещены об опасности.

18

19 октября 1989 года на АЭС в Ванделлосе(Испания) произошел самый крупный в истории атомной энергетики Испании ядерный инцидент. Из-за внезапной остановки одной из турбин перегрелось и разложилось смазочное масло. Образовавшийся при этом водород взорвался, что стало причиной возгорания турбины и пожара на первом блоке АЭС. Поскольку на станции не работала система автоматического пожаротушения, были вызваны пожарные подразделения соседних городов, находившихся на расстоянии до100 км от АЭС. Борьба с огнем продолжалась более4 часов. За это время серьезно пострадали системы энергоснабжения турбин и охлаждения реактора.

Работавшие на станции пожарные рисковали жизнью. Они не знали расположения и функций ее объектов, не были знакомы с планом аварийных действий на АЭС. Применяли для тушения электрических систем воду вместо пены, что могло привести к поражению их электрическим током. Кроме того,

людей не предупредили о риске работы в	зонах с	повышенным	уровн
радиации. Так через три года после Чернобыльской аварии пожарные, уже в
другой стране, стали заложниками опасной ситуации на атомной станции. К
счастью, никто из них не пострадал.
В результате инцидента не произошло внешнего выброса радиоактивности,
не было также и повреждения активной	зоны	реактора и	загряз

промплощадки станции. Однако повреждение систем безопасности станции привело к значительной деградации глубокоэшелонированной защиты.

22 декабря 1992 года, Белоярская	АЭС,	поселок	Заречный,
Свердловская область, Россия. Инцидент произошел при перекачке жидких
РАО на спецводоочистку. Из-за халатности персонала			было затоплено
помещение обслуживания насосов, а затем	около15	м3 РАО	вытекло по

специальной дренажной сети в водоем-охладитель. Суммарная активность цезия-137, попавшего в него, составила 6 мКи.

6 апреля 1993 года на Сибирском химическом комбинате,Томск-7

(Россия) произошел инцидент третьего уровня( по некоторым даннымчетвертого уровня). Причина – нарушение технологического процесса. В результате - взрыв аппарата, содержавшего 25 м3 уран-плутониевого раствора.

При взрыве, который сопровождался пожаром, произошло разрушение части строительных конструкций здания и выброс радиоактивных аэрозолей окружающую среду. Образовалась зона радиоактивного загрязнения местности длиной 25 км и площадью около 120 км2.

25 июля 1996 года, Хмельницкая АЭС, г. Нетешин, Украина.

При перегрузке ядерного топлива из-за нарушения условий эксплуатации системы аварийно-планового расхолаживания, в помещения станции произошел выброс радиоактивных продуктов. Один человек погиб.

10 апреля 2003 года, АЭС Пакш, Венгрия.

Во время плановых ремонтных работ на втором энергоблоке

19

произошел выброс в атмосферу инертных радиоактивных га радиоактивного йода. Причина – повреждение ТВС при проведении химической очистки их поверхности в специальном контейнере.

Уровень 2. Инцидент.

1993 год, Кадараш, Франция.

Распространение загрязнения на зону, где оно не предусмотрено.

2005 год, АЭС “Атуча”, Аргентина.

Переоблучение рабочего на энергетическом реакторе, превышающее предел годовой дозы.

2006 год, АЭС “Форсмарк”, Швеция.

Снижение потенциала функций безопасности из-за отказа аварийн системы энергоснабжения на АЭС по общей причине.

	Уровни 1.	Аномальная	ситуация. – Уровень 0. События,
	несущественные для безопасности ( ниже шкалы ).
	Подавляющее	число	событий,	которых	поступили	сообщения,

классифицированы ниже уровня2. Например, на АЭС Украины каждый год случается более десятка нарушений в работе(рис.1.1), однако все они оцениваются уровнем 1 или 0 по Международной шкале ядерных событий.

Рис.1.1. Распределение количества нарушений в работе АЭС Украины по шкале INES в 2008 -2012 годах [13].

Наиболее резонансным событием уровня1 по шкале INES, вызвавшее наибольший интерес и обеспокоенность у специалистов и общественности в Украине, стало событие, произошедшее 22 сентября 2009 года на энергоблоке

№3 Ровенской АЭС,	на	котором установлена		реакторная	установка	ВВЭР-
1000/В-320.
Такое внимание	,	кказалось	бы, рядовому	событию,	которое	было
классифицировано как		отклонение	от разрешенного режима эксплуатации,

связано с тем, что оно показало низкий уровень культуры безопасности на АЭС,

20

стало свидетельством того, что строгое соблюдение принципов безопасности все еще не является приоритетом в работе атомщиков.

В связи со сказанным выше, приведем в сокращенном виде информацию о результатах расследования события, представленную Госатомрегулирования Украины [10].

С 28.05.2009г. блок

№3 находился

в

планово-предупредительном ремонте

(ППР).

22.09.09г. на энергоблоке началось проведение плановых регламентных

предпусковых

испытаний

импульсно-предохранительных

уст

компенсатора давления (ИПУ КД).

Для

справки:

импульсно-предохранительные устройства

компенсатора

давления,

предназначены

для

предотвращения

превышения

давления 1-вм

контуре в переходных процессах с резким сбросом нагрузки турбогенератора.

Состоят они из3-х главных предохранительных клапанов(ГПК) и шести

импульсных

ПК (по два на каждый главный). Принцип

действия – при

повышении давления пара в КД до185-192 кгс/см2 открываются импульсные

ПК, что приводит к открытию главных ПК на время– 5-10 секунд и снижению

давления пара 1-го контура до уставки закрытия ИПУ КД – 176-180 кгс/см2.

Пар по проекту отводится в бак-барботёр(ББ), где конденсируется, и далее

по замкнутой схеме закачивается обратно в 1-й контур.

На

энергоблоке

3№ с

момента

пуска 1986в г. установлены

ПК

КД

производства

«Sempel

AG» Германия,

которые на данный момент успешно

эксплуатируются на 9 из 15 энергоблоках АЭС Украины.

Во

время

ППР-09г. в соответствии с технологическим процессом был

проведен

очередной

капитальный

ремонт

всех

клапанов, после

чего,

в

соответствии

с

требованиями«Технологического

регламента

безопасной

эксплуатации

энергоблока

№3

Ровенской

АЭС»

(ТРБЭ) и

конструкторской

документации

необходимо

осуществлять

проверку

правильности

срабатывания и настройки реальным повышением давления с кратковременным сбросом пара в ББ.

Ход протекания процесса.

22.09.09г. в 20:45 согласно штатной «Программы испытаний…» начались плановые испытания ИПУ КД с реальным повышением давления.

В 21:14:49 после повышения давления 1-го контура до 185 кгс/см2 проектно открылся импульсный ПК КД, в 21:14:50 открылся главный ПК КД и давление первого контура начало снижаться. Однако после снижения давления первого контура до 175 кгс/см2 в 21:15:00 главный ПК КД не закрылся, хотя блокировка на его закрытие сработала своевременно.

Из-за длительного сброса пара из КД начали расти параметры(давление и температура) в барботере и при давлении12 кгс/см2 произошёл разрыв мембраны, защищающей ББ от разрушения. С этого момента теплоноситель, из ставшего неплотным 1-го контура (сначала в виде пара, а далее, при снижении параметров и расхолаживании РУ – в виде пароводяной смеси), стал поступать под гермооболочку. Таким образом, была нарушена целостность 1-го контура

21

РУ, т.е. третьего барьера на пути распространения радиоактивных веществ и источников ионизирующего излучения.

В соответствии с требованиями ТРБЭ персонал прекратил выполнени Программы и приступил к ликвидации последствий нарушения, для чего поочерёдно ввёл в работу насосы системы аварийного охлаждения зо высокого давления (САОЗ ВД) с целью восполнения потерь теплоносителя1-го контура, истекающего через ГПК через ББ под гермооболочку (ГО).

В 21:49:13 давление радиоактивной паровоздушной смеси под ГО достигло уставки 0,3 кгс/см2 (избыточного) и в соответствии с проектным алгоритмом по орошению ГО запустились спринклерные каналы систем безопасности, которые отработали в общей сложности3 часа 40 минут. Вследствие этого, в течение 3 часов 40 минут всё оборудование1-го контура (реактор, крышка реактора с системой управления и защиты, главный циркуляционный трубопровод, парогенераторы, компенсатор давления) орошались холодным радиоактивным

теплоносителем (раствором метабората калия).
Последний	защитный		барьер	на	пути	распространения		источн
ионизирующего	излучения – герметичная			оболочка – сработал в			проектном
режиме, поэтому радиоактивный теплоноситель 1-го контура был локализован и
не вышел за пределы ГО на промплощадку и окружающую природную среду.
Происходила	его	конденсация, охлаждение			и	стекание	в	прия
гермооболочки с последующим повторным впрыском 1в-й контур насосами
САОЗ ВД.
В 22:29 за счёт впрыска в1-й контур холодной борированной воды от
насосов САОЗ ВД температура в1-м контуре снизилась до 82°С, а давление до
35 кгс/см2. Далее,		персоналом АЭС		восполнение		потерь	теплоносителя
продолжилось	насосами САОЗ НД. Давление				в 1-м	контуре	снижено	до
атмосферного, а уровень ТН снижен ниже отметки разъемов ИПУ , КДтечь
прекращена.
23.09.09р. в	16:05, после		снижения	давления и		температуры, проверки

радиационной обстановки и получения разрешения от инспекции ГКЯРУ, на площадке РАЭС, персонал совместно с представителями инспекции зашёл в ГО (разуплотнили СГО), где было подтверждено, что первопричиной нарушения явилось незакрытие предохранительного клапана КД.

23.09.09г. администрация ОП РАЭС, в соответствие с установленной процедурой, направила в ГКЯРУ предварительное сообщение о нарушении на энергоблоке №3.

Предварительно РАЭС классифицировала событие категорией«П07» (отказы важного для безопасности АЭС оборудования группы«Б») и присвоила уровень по «Международной шкале ядерных событий(INES)» - “0” (как отклонение, не существенное для безопасности).

Однако, уже 24.09.09г., после проведенного инспекцией ГКЯРУ на площадке РАЭС предварительного анализа протекания процесса было установлено, что при ликвидации нарушения имели место следующие отклонения от нормальных условий эксплуатации и проектных режимов:

- нарушение предела безопасной эксплуатации по минимальному запасу давления до вскипания теплоносителя 1-го;

22

-нарушение условий безопасной эксплуатации (попадание борного раствора на разделительный сильфон и залив шпилек главного разъёма реактора);

-нарушение эксплуатационных пределов безопасной эксплуатации

(превышение допустимой скорости расхолаживания и		скорости снижени
давления теплоносителя первого контура);
- термошок	металла корпуса реактора вследствие	впрыска холодного
раствора бора в	1-й контур.

Исходя из этого, Главным государственным инспектором по ядерной и радиационной безопасности Украины25.09.09 г. в адрес Минтопэнерго, ГП НАЭК «Энергоатом» и ОП РАЭС были выданы требования по:

-переквалификации события как нарушения категории«П02» (нарушение пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию);

-уточнению уровня события по шкале ядерных событий(нарушение целостности барьеров);

-проведению всестороннего анализа переходного процесса на РУ и установлению всех нарушений по эксплуатации оборудования и систем;

-разработке и согласованию с ГКЯРУ программ и методик обследования, ревизии, контроля и подтверждения работоспособности оборудования РУ;

-обоснованию возможности дальнейшей безопасной эксплуатации систем и элементов энергоблока, важных для безопасности.

Ход ликвидации последствий нарушения.

По требованию ГКЯРУ на блоке №3 РАЭС был проведен масштабный объем ремонтно-восстановительных работ и ревизии оборудования, систем и элементов, важных для безопасности РУ. В том числе произведена: полная выгрузка активной зоны и контроль состояния топлива; контроль состояния металла корпуса, крышки и внутрикорпусных устройств реактора; ревизия и контроль металла главного циркуляционного трубопровода, парогенераторов, компенсатора давления, главных циркуляционных насосов, системы управления

изащиты реактора; ревизия и очистка оборудования 3-х каналов СБ.

06.11.09г. ГКЯРУ получил отчёт представителя фирмы поставщика ИПУ КД «Sempel AG» Германия, а также первую версию отчёта с анализом нарушения в работе энергоблока №3 РАЭС, в котором эксплуатирующая организация, по настоянию ГКЯРУ, переквалифицировала событие уровнем“1” по шкале

INES (аномалия, отклонение от разрешенного режима эксплуатации) и «П02» - нарушение пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

Входе предварительной оценки материалов установлено, что в качестве запасных деталей к ИПУ ,КДв 2005 г. на заводе корпорации«Киевская арматура» были заказаны и изготовлены запасные части к клапанам б согласования Технических условий с заводом-изготовителем (нарушение п.1.2.6 «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов

атомных энергетических установок» ПНАЭ Г-7-008-89). Согласно отчёту представителя завода-фирмы «Sempel AG» геометрический размер и химический состав материала детали не соответствует требованиям фирмы-

23

изготовителя. Из-за установки в ИПУ КД золотника, имевшего вышеуказанные несоответствия, произошло уменьшение необходимого функционального зазора между золотником и направляющей втулкой, что привело, в конечном итоге, к заклиниванию импульсного клапана в открытом положении при проведении испытаний.

Дополнительно было установлено, что при установке деталей в период ППР09 на РАЭС была нарушена процедура техобслуживания(не было оформлено в установленном порядке соответствующее техническое решение по замене).

Поэтому		ГКЯРУ	отправил отчет о нарушении на доработку, указав
отсутствие установления истинных коренных и непосредственных причин, а
также	отсутствие		мероприятий		по	распространению			корректирую
мероприятий на все энергоблоки АЭС Украины.
После		получения		дополнительных		материалов		от	эксплуатирую
организации,		ГКЯРУ,	на	основании	анализа		Государственного			научно-

технического центра по ядерной и радиационной безопасности(ГНТЦ ЯРБ), выставил дополнительные требования по обоснованию целостности (вПГ частности сварных швов), указал на низкий уровень культуры безопасности (нарушение п. 5.3.4 «Общих положений безопасности атомных станций») и потребовал:

-разработать и предоставить в ГКЯРУ соответствующие отраслевые мероприятия по недопущению использования«ненадлежащей» продукции при техобслуживании и ремонте СВБ;

-привлечь к административной и/или дисциплинарной ответственности лиц высшего административно-технического руководства обособленн подразделений ГП НАЭК «Энергоатом» и ОП РАЭС, действия или бездействие которых привели к возникновению отказа ИПУ на РАЭС-3 и к нарушениям действующих НТД по ЯРБ (ОПБУ-2008 и ПНАЭ-Г-008-89) и др.

Несмотря на то, что расследование нарушения было проведено оперативно и сделаны соответствующие выводы, тем не менее, остается неизвестным, какие дозовые нагрузки получил персонал, задействованный в его ликвидации. Либо это упущение, либо – сокрытие информации, что опять связано с нарушением принципов культуры безопасности.

Выводы

Приведенные примеры ядерных событий разного уровня опасно свидетельствуют о том, что они являются результатом человеческих ошибок и технологических сбоев, которые в совокупности могут привести к масштабной катастрофе.

Авария – это всегда сочетание многих факторов. Иногда определенную роль играют политическая и экономическая ситуация в стране, как, например, в настоящее время в Украине.

Вероятность возникновения аварии на ядерной энергетической установке никогда не может быть уменьшена до нуля. В связи с этим должны быть приняты меры, гарантирующие ограничение до максимально безопасного уровня последствий любой радиационно-опасной аварии.

24

Основной задачей обеспечения безопасности атомной станции является защита населения от неприемлемого уровня радиационного облучения, которая достигается техническими средствами и организационными мерами. Причем, как показывает мировой опыт эксплуатации, главное – защита от потенциально возможных аварийных ситуаций.

Максимальный приоритет безопасной эксплуатации АЭС подтверждается нормативными документами МАГАТЭ, в которых определено, что «Культура безопасности – это набор характеристик и особенностей деятельности организаций и отдельных ,лицкоторый устанавливает, что проблемам безопасности АЭС, как обладающим наивысшим приоритетом, уделяется наибольшее внимание, определяемое их значимостью» [14].

У атомной энергетики было время, чтобы усвоить уроки ядерных аварий и инцидентов, имевших место в разных странах мира. Избежать грубых ошибок при эксплуатации ядерных установок, которые могут привести к непоправимым последствиям, содействовать повышению уровня их ядерной, радиационной и экологической безопасности, неуклонно следовать принципам культуры безопасности – главные задачи, стоящие перед атомщиками всего мира.

1.2 Классификация радиационных аварий, основанная на применении гигиенического подхода

1.2.1 Виды, масштабы и фазы радиационных аварий

Международная шкала ядерных событий, описание которой приведено в предыдущем разделе, является всемирным инструментом, предназначенным для информирования населения о значимости с точки зрения безопасности ядерных и радиологических событий, являющихся результатом человеческой

деятельности, включающих промышленное и медицинское использование источников ионизирующего излучения и радиоактивных веществ, работу ядерных установок и перевозку радиоактивного материала.

Настоящий же раздел посвящен классификации ядерных событий уровней7 - 4 по шкале INES – радиационным авариям – на основании гигиенического подхода, т.е. с точки зрения их влияния на здоровье человека.

Виды радиационных аварий

Основным государственным документом, устанавливающим в Украине

систему	радиационно – гигиенических	регламентов	для	обеспечения
приемлемых уровней облучения как для отдельного человека,			так и общества в

целом, являются Нормы радиационной безопасности Украины(НРБУ-97) [15]. В соответствии с принятыми в НРБУ-97 определениями, незапланированное

событие	на	любом	объекте	с	радиационной	или	радиационно-яде
технологией		квалифицируется		какрадиационная		авария,	если	при

возникновении этого события выполняются два необходимых и достаточных условия:

25

-утеря регулирующего контроля над источником;

-реальное (или потенциальное) облучение людей, связанное с утерей регулирующего контроля над источником.

Под определение радиационной аварии подпадает						широкий	спектр таких
событий, как кражи или утери одиночных					закрытых		источниковгамма-
излучения, неконтролируемые				разгерметизации		источников, содержащих
гамма-,	бета-	и	альфа-излучатели, включая			нейтронные		источники.
В случае,	если	радиационная		авария произошла	с	одновременной		потерей

контроля над цепной ядерной реакцией и возникновением реальной и

потенциальной угрозы	самопроизвольной цепной	реакции, то такое событие
квалифицируется	как авария	1
		радиационно-.ядерн

Все радиационные аварии подразделяются на две группы:

-аварии, не сопровождающиеся радиоактивным загрязнением производственных помещений, промплощадки объекта и окружающей среды;

-аварии, в результате которых происходитрадиоактивное загрязнение производственных помещений, промплощадки объекта и окружающей среды.

В результате аварии первой группы утрата регулирующего контроля над источником может сопровождаться дополнительным внешним рентгеновским, гамма -, бета- и нейтронным облучением человека2.

К авариям второй группы относятся:

-аварии на объектах, где проводятся работы с радиоактивными веществами

воткрытом виде, сопровождающиеся локальным радиоактивным загрязнением объектов производственной среды;

-аварии, связанные с радиоактивным загрязнением производственной и окружающей среды, вызванные проникновением в них радиоактивных веществ вследствие разгерметизации закрытых источниковгамма-, бета- и альфаизлучения;

-радиационные аварии на объектах ядерно-энергетического ,цикла экспериментальных ядерных реакторах и критических сборк, ах также на

складах радиоактивных веществ и на пунктах	захоронения радиоактивных
отходов, где возможны аварийные газоаэрозольные	выбросы и/или водные
сбросы радионуклидов в окружающую среду.

1Чаще всего ядерная авария является и радиационно-ядерной, но радиационная авария на ядерном реакторе далеко не всегда связана с утратой контроля над цепной ядерной реакцией.

2В принципе, можно себе представить аварию подобного типа, когда источником внешнего облучения являются потоки протонов, других заряженных частиц и ядер(например, при утере регулирующего контроля над пучком ускорителя).

26

Классификация радиационных аварий по масштабу

Масштаб радиационной аварии определяется размером территорий, а также численностью персонала и населения, которые в нее вовлекаются. По своему

масштабу радиационные			аварии	подразделяются на			два	крупных		класса:
промышленные и коммунальные.
К	классу промышленных			относятся		такиерадиационные			аварии,
последствия		которых	не	распространяются			за	пределы		тер
производственных помещений и					промплощадки объекта, аварийному
облучению может подвергаться только персонал. Примером таких аварий могут
быть аварии уровней “3-2”, перечисленные в разделе 1.1.1.
К	классу коммунальных относятся				радиационные		аварии,	последствия

которых не ограничиваются помещениями объекта и его промплощадки, распространяются на окружающие территории, где проживает население. Последнее становится, таким образом, объектом реального или потенциального

3

аварийного облучения. Аварии уровней 4-7, примеры которых приведены в разделе 1.1.1, относятся к коммунальным.

По масштабу коммунальные радиационные аварии более детально подразделяются на:

-локальные, если в зоне аварии проживает население с общей численностью до десяти тысяч человек (аварии 4 уровня из раздела 1.1.1);

-региональные, при которых взоне аварии оказываются территории

нескольких населенных пунктов, один или несколько				административных
районов и даже областей,	общая	численность	вовлеченного в аварию
населения превосходит десять тысяч человек(авария 1957 года на ПО «Маяк»,
аварии в Уиндскейле и на АЭС Три Майл Айленд);
- глобальные – это коммунальные		радиационные	аварии,	в последствия

которых вовлекается значительная часть(или вся) территория страны и ее населения. К особому типу глобальных радиационных аварий относятс

трансграничные,	когда	зона	аварии		распространяется		за	п
государственных	границ (аварии		на	Чернобыльской		АЭС	и	на
«Фукусима»).

Фазы аварии

В развитии коммунальных радиационных аварий выделяют три основных временных фазы:

-ранняя (острая) фаза аварии;

-средняя фаза аварии или фаза стабилизации;

3В общем случае возможна такая “чисто коммунальная авария”, которая не вовлекает ни персонал, ни производственную среду. Однако, реально подобные сценарии являются крайне редкими и нет смысла вводить их в качестве отдельной классификационной категории.

27

Радиационный контроль объектов окружающей среды, продуктов питания и питьевой воды проводится на всех фазах аварии, но объем и структура этого контроля может быть различной. Это определяется специальным методическирегламентирующим документом.

Период ранней фазы включает следующие события:

-газо-аэрозольные выбросы и водные сбросы радиоактивного материала с аварийного источника;

-процессы воздушного переноса и интенсивной наземной миграции радионуклидов;

-радиоактивные осадки и формирование радиоактивного следа.

Все виды вмешательств в периодранней фазы аварииносят срочный характер.

Кособенностям средней фазы относят:

-сравнительно быстрое снижение мощности поглощенной в воздухе дозы внешнего гамма-излучения на местности(почти в 10 раз за период продолжительностью 1 год после начала этой фазы);

-преобладание корневого типа загрязнения сельскохозяйственной продукции

(зеленые овощи, злаки, ягоды,				молоко и		мясо	за	счет	корневого		перехода
радионуклидов в траву пастбищ).
Все	виды вмешательств в			период средней фазы				аварии, в		большинстве
случаев, относятся к долговременным.
Поздняя		фаза начинается			через1-2 года			после		начала	аварии.
Вмешательства			на поздней		фазе	аварииносят			исключительно
долговременный характер.
Радиационные			аварии,	при	которых		отсутствует			проникновени
радиоактивных веществ за пределы промплощадки, но имеет место загрязнение
окружающей среды, развиваются по следующей трехфазной схеме:
-ранняя фаза - фаза проникновения радиоактивных веществ в окружающую
среду,	которая		завершается		формированием			радиоактивно-загрязненных

помещений и территорий;

-средняя фаза - период стабилизации радиоактивного загрязнения;

-поздняя фаза - период снижения уровней радиоактивного загрязнения (до “фоновых”) как за счет физических и экологических процессов, так и вследствие

контрмер.

Условно можно выделить три фазы и для радиационныхтех аварий, которые не сопровождаются радиоактивным загрязнением окружающей среды4:

- к ранней фазе относится период(момент) установления факта радиационной аварии этого типа и время, необходимое для планирования и реализации срочных контрмер;

- средняя и поздняя фазы объединяют весь период ликвидации последствий

4 Например, утери и кражи закрытых источников альфа-, бета-,гамма-излучения

28

подобной аварии (удаление и обезвреживание аварийногоисточника, восстановление нормальной жизнедеятельности населения и функционирования территории).

Характеристика фаз развития аварии ядерного реактора, подобной аварии на Чернобыльской АЭС.

В этом случаепериод ранней фазы продолжительностью от нескольких часов до одного-двух месяцев после начала аварии имеет следу особенности:

-присутствие в окружающей среде короткоживущихрадионуклидов, включая радиоактивные благородные газы, которые обуславливают высокие интенсивности и градиенты гамма-полей;

-при значительных выбросах радиоизотопов йодав ранней фазе аварии выделяется так называемыййодный период, в течение которого существует

серьезная		угроза	ингаляционного	поступления, а		также	поступления		с
продуктами питания в организм человека этихрадионуклидов и, как следствие,
облучение щитовидной железы лиц из населения, особенно детей;
-	поверхностное		загрязнение	пастбищ,	сенокосов,		а	также

сельскохозяйственной продукции.

Средняя фаза аварии начинается через один-два месяца и завершается через 1-2 года после ее начала. На этой фазе аварии в окружающей среде уже отсутствуют (по причине радиоактивного распада) короткоживущие осколочные

радиоизотопы	теллура и	140	Ba+	140		La, но в	формировании гамма-поля
		йода,
возросла роль 95Zr+95Nb, изотопов рутения и церия, 134Cs, 136Cs и 137Cs.
Основными	источниками внутреннего облучения						насредней фазе	аварии
являются радиоизотопы		цезия(134Cs,			136Cs, 137Cs)		и стронция (89Sr,	90Sr),

поступающие с продуктами питания, которые производились на радиоактивнозагрязненных территориях.

До конца средней		фазы основным источником внешнегогамма-излучения
является	выпадение 134Cs, 137Cs на грунт, а						внутреннего - 134Cs, 137Cs и 90Sr в
продуктах питания.
Поздняя фаза начинается						через1-2	года после начала аварии, когда
основным	источником внешнего					облучения является 137Cs в выпадениях на
грунт, а внутреннего -		137	Cs и	90			5
					Sr в продуктах питания , которые производятся

на загрязненных этими радионуклидами территориях.

5 Возможны такие типы коммунальных радиационных аварий, при которых основными источниками

внутреннего облучения являются, например, только 90Sr, или тритий, или альфа-излучатели (изотопы плутония, 210Po, 241Am, 226Ra и др.).

29