Содержание к диссертации
Введение
1. Обзор методов оценок риска 14
1.1. Основные термины и определения 14
1.2. Радиационная безопасность 16
1.3. Оценка риска 18
2. Методика оценки показателей риска АЭС 25
2.1. Показатели степени риска 28
2.2. Концепция оценок риска 29
2.3. Ограничения и допущения для оценки показателей риска 35
2.4. Исходные данные для оценки показателей риска 37
2.5. Описание применяемых методов оценок риска и обоснование их применения 38
2.5.1. Методы оценки вероятностей аварийных сценариев 38
2.5.2. Методы определения последствий аварий 38
2.5.3. Методы определения социально-экономических последствий 39
2.6. Определение показателей степени риска 39
2.6.1. Идентификация опасностей и категорирование объектов 39
2.6.2. Определение перечней исходных событий 39
2.6.3. Определение возможных сценариев возникновения и развития аварий 41
2.6.4. Категорирование последствий аварий 42
2.6.5. Оценка вероятностей реализации сценариев аварий 45
2.6.6. Оценка последствий аварий 45
2.7. Оценка социально-экономических последствий аварий 46
2.7.1. Процедура проведения экономических оценок риска 46
2.7.2. Оценка экономических последствий аварий на объекте 48
2.7.3. Определение показателей степени риска для персонала и населения 58
2.8. Заключение и выводы ко второй главе 62
3. Оценки риска АЭС 63
3.1. Оценка риска Смоленской АЭС 64
3.1.1. Определение последствий аварии 64
3.1.2. Определение показателей степени риска от аварии 64
3.1.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС 76
3.1.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС 77
3.2. Оценка риска Курской АЭС 79
3.2.1. Определение последствий аварии 79
3.2.2. Определение показателей степени риска от аварии 80
3.2.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС 87
3.2.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС 88
3.3. Основные рекомендации 89
3.4. Заключение и выводы к третьей главе 90
4. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения и оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба 92
4.1. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба 93
4.1.1. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба 93
4.1.2. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба 4.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ 103
4.2.1. Методический подход для оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ 103
4.2.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия радиоактивных веществ 105
4.3. Заключение и выводы к четвертой главе 114
Основные результаты и выводы к работе 116
Список литературы 118
- Радиационная безопасность
- Исходные данные для оценки показателей риска
- Определение показателей степени риска от аварии
- Методический подход для оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ
Радиационная безопасность
Примеры расчетов показателей риска для АЭС с реакторами типа РБМК-1000 приведены в работах Международного Центра по Ядерной Безопасности [102, 103], выполненных при непосредственном участии соискателя. Точность методов и результатов измерений согласована с Федеральным законом № 102-ФЗ [104], ГОСТ Р ИСО 5725-2002 (части 1…6) [105] и ГОСТ Р 8.563-2009 [106]. Проблемы эффективного управления сроком службы оборудования АЭС рассмотрены в исследовании [12]. Основы физики и кинетики ядерных реакторов представлены в учебном пособии [5]. Вопросы математического моделирования физических процессов освещены в публикациях [14, 15]. Методы вероятностного прогнозирования работоспособности оборудования ядерных установок приведены в исследовании [13]. Методы защиты окружающей среды и контроля вредных выбросов в атмосферу представлены в публикации [6].
Основой для формулировки выводов являются полученные результаты оценок риска АЭС в соотношении с критериями приемлемого риска, представленными в Федеральном законе № 184-ФЗ [48].
Разработка рекомендаций по уменьшению риска является заключительным этапом оценок риска. Согласно РД 03-418-01 [49], в рекомендациях представляются разработанные меры по уменьшению риска, основанные на результатах оценок риска.
Типовое содержание отчетной документации по оценкам риска приведено в работе [73].
Для проведения анализа радиационных последствий возможных аварий на реакторных установках, в Руководстве для пользователей Международной Шкалы Ядерных и Радиологических событий [107] предлагается классификация аварийных выбросов, которая соответствует Международной шкале ядерных событий (INES) на АЭС.
Согласно публикациям NRC, МАГАТЭ и Сандийской Национальной Лаборатории [18, 91, 108, 109], оценка риска от аварий на АЭС выполняется по упрощенной процедуре проведения ВАБ уровня 3. Вероятности возникновения аварий (сценариев) определены по методикам, изложенным в ГОСТ Р 51898-2002 [50]. Риски радиационного воздействия на персонал и население в физических показателях оцениваются в соответствии с НРБ-99/2009 [85]. Риски радиационного воздействия на персонал и население в экономических показателях оцениваются в соответствии с учебным пособием [96] и ГОСТ Р 12.0.010-2009 [97].
Одним из основных этапов оценок риска является этап выбора наиболее вероятной и наиболее опасных аварий и определение вероятностей их возникновения. Описание аварий приводится в ПиНАЭ-5.6 [110] и ГОСТ 27.310-95 [111]. Здесь же рассматриваются порядок проведения и общие методические принципы анализа видов, последствий и критичности отказов технических объектов всех видов.
Согласно ПиНАЭ-5.6 [110] здания и сооружения АЭС, по условиям их ответственности за радиационную и ядерную безопасности и обеспечению функционирования оборудования и систем, подразделяют на три категории.
Основные положения и общие требования обеспечения ядерной безопасности, требования к методам и средствам контроля параметров ядерной безопасности представлены в НП-063-05 [112]. В NUREG/CR-6410 [113] приведены данные по протеканию и последствиям самопроизвольной цепной реакции на АЭС. Требования к техническим средствам обнаружения и сигнализации о возникновении самопроизвольной цепной реакции представлены в ПБЯ-06-10-99 [114]. В руководящем документе NRC[115] даны рекомендации по оценкам доз мгновенного облучения от распространения выброса в атмосфере и от радиоактивного загрязнения территорий.
Методология расчетов последствий от газоаэрозольных выбросов изложена, в частности, в методическом пособии [27]. Общая методология оценки радиационных последствий основана на анализе путей воздействия. Пути воздействия описывают маршрут, по которому радионуклиды от источника выбросов мигрируют в окружающей среде вплоть до потенциального воздействия на человека или другие компоненты окружающей среды (как техногенные, так и природные). Выбросы можно разделить на три основные категории:
Разработанная методика оценки показателей риска АЭС посвящена исключительно первой категории, и, конкретно, воздействиям атмосферных выбросов на население. Воздействия на персонал представлены в документе МАГАТЭ [21].
В настоящее время существуют методики и соответствующие программные комплексы для решения задач оценки рассеяния радионуклидов в атмосфере (например, методики [21, 116]). В данной работе представлена инженерная методика для оценки отрицательных воздействий выбросов радионуклидов в атмосферу на здоровье населения.
В Методических указаниях МУ 2.6.1.042-2001 [117] используются уравнения статистической теории атмосферной диффузии с системой классификации категорий устойчивости по Пасквиллу. Согласно публикации МАГАТЭ (Safety guide № NS-G-1.2) вероятность авиационной катастрофы в пределах площади, равной 10000 м2, в любом районе страны оценивается величиной 10-6 1/год.
Новая редакция карт общего сейсмического районирования России [119], разработанная под руководством Объединенного института физики Земли им. О.Ю.Шмидта РАН в 90-х годах ХХ века, основана на вероятностной оценке сейсмической опасности территорий. Действующий в настоящее время в России нормативный документ по проектированию сейсмостойких АЭС [72] предписывает использовать для определения максимального проектного землетрясения карты ОСР-97-D.
Исходные данные для оценки показателей риска
В настоящее время существует ряд утвержденных отраслевых и межотраслевых руководств и методик, которые могут быть использованы для проведения ряда необходимых оценок риска уровня 3 как в области радиационных рисков, так и неядерных рисков природного и техногенного характера [49, 95, 97]. Для проведения таких оценок целесообразно учитывать соответствующий международный опыт и рекомендации (например, методологии и результаты Сравнительных оценок риска для любых энергетических объектов и Оценок внешних цен) [20, 98, 100, 101]. Кроме того, рекомендуется учитывать отечественные публикации в этой области [99]. Для проведения оценок риска уровня 3 также рекомендуется применять экспертные оценки с использованием их калибровки на основе ранее выполненных исследований [73].
Определение показателей степени риска 2.6.1. Идентификация опасностей и категорирование объектов Задачей идентификации опасностей является выявление и описание источников опасностей, а также количественный анализ опасностей (оценка максимальных последствий возможных аварий) [73]. При выборе объектов для анализа необходимо в первую очередь предусматривать оценки риска объектов, аварии на которых могут представлять угрозу опасных воздействий на население и/или нарушения его жизнедеятельности. При этом следует учитывать требования, приведённые в [48]. По результатам предварительной классификации объектов должен быть составлен перечень объектов с указанием ожидаемой (или подтверждённой) категории опасности, очерёдности (приоритетности) оценки риска [73].
При анализе и прогнозировании экономического ущерба от аварий и оценке влияния фактора аварий на показатели социально-экономического развития субъекта Российской Федерации можно использовать укрупненную классификацию аварий, рекомендуемую МЧС России [86]. Для определения возможных исходных событий должны быть определены следующие типы исходных событий [73]:
Основываясь на предыдущих исследованиях риска АЭС, предполагается, что практически вся опасность на них вызвана продуктами деления (например, в активной зоне реактора). Тем не менее, эти данные специфичны для анализируемых объектов и должны быть рассмотрены при анализе конкретных объектов. В случае их отсутствия или неполноты имеющихся анализов опыта эксплуатации АЭС, такие данные могут быть получены на основе данных объектов-аналогов и литературных источников [73].
Основной задачей для моделирования возможных сценариев развития аварий является разработка аварийных последовательностей, т.к. последовательности используются для последующей количественной оценки интегрального риска АЭС [73]. Процесс разработки аварийных последовательностей, приводящих к повреждению АЭС, предполагает выполнение следующих этапов [73]: - Идентификация исходных событий. - Определение функций и систем безопасности. - Определение критериев успеха. - Разработка деревьев событий. Процесс разработки аварийных последовательностей - итерационный и продолжается на протяжении всей стадии проведения ВАБ в проекте оценок риска. 2.6.4. Категорирование последствий аварий
Для определения и количественной оценки частот (вероятностей) конечных состояний реализации сценариев аварий (аварийных последовательностей) необходимо провести категорирование последствий аварий [73].
При выборе категорий потенциальных ущербов для оценки риска уровня 1 на АЭС рекомендуется руководствоваться действующими нормативными правовыми актами, государственными стандартами, нормами, правилами и оценками международной шкалы ядерных событий (INES) [107]. Пример возможного установления категорий потенциального ущерба для оценки риска уровня 1 на основе INES приведен в таблице 2.3 [73].
При выборе категорий потенциальных ущербов для оценки риска уровня 2 рекомендуется руководствоваться действующими нормативными правовыми актами, государственными стандартами, нормами и правилами, международными рекомендациями МАГАТЭ и МКРЗ [17, 21, 53, 88-94, 107-109, 118], а также публикациями МЧС России [80, 84].
Пример возможного установления категорий потенциального ущерба для оценки риска уровня 2 применительно к любым опасным объектам приведен в таблице 2.4 [84].
На данном этапе применения оценки риска уровня 3 рекомендуется использовать публикации МЧС России [80, 84]. Пример возможного установления категорий потенциального экономического ущерба для оценки риска уровня 3 применительно к любым рискам природного и техногенного характера приведен в таблице 2.5 [84].
Определение показателей степени риска от аварии
Расчет доз облучения персонала и населения Смоленской АЭС выполнялся с использованием МУ 2.6.1.2153-06 [76]. Анализ результатов расчетов доз облучения персонала в пределах санитарно-защитной зоны (1 км) Смоленской АЭС показывает, что: - Ранние смертные случаи среди персонала исключатся, поскольку максимальные индивидуальные поглощенные дозы ( 4 мГр [102]) не достигают уровня 1 Гр [85], а внутреннего облучения щитовидной железы при ингаляции ( 485 мГр [102]) не достигают уровня 5 Гр [85], при котором возможны детерминированные эффекты. Возможное количество погибших в результате радиационного фактора поражения равно 0 человек.
Возможное количество пострадавших (отдаленные последствия) - 1 человек. - Коллективный риск (математическое ожидание потерь) - ожидаемое количество пострадавших среди персонала в результате аварии за 1 год составляет 710"8 чел./год. - Средняя индивидуальная годовая доза - 8.5 10 3 Зв. - Индивидуальный риск отдаленных последствий - 4.3 10"4. - Индивидуальный риск отдаленных последствий с учетом вероятности аварии - 10"11. Анализ результатов расчетов доз облучения населения в пределах 100 км зоны вокруг Смоленской АЭС показывает, что: - Ранние смертные случаи среди населения исключатся, поскольку на начальном этапе аварии максимальные индивидуальные поглощенные дозы внешнего облучения всего тела (4 мГр [102]) не достигают уровня 1 Гр [85], а внутреннего облучения щитовидной железы при ингаляции (125 мГр [102]) не достигают уровня 5 Гр [85], при которых возможны детерминированные эффекты. Возможное количество погибших в результате радиационного фактора поражения равно 0 человек.
Суммарный коллективный риск (математическое ожидание потерь) -ожидаемое количество пострадавших и погибших среди персонала и населения в результате аварии за 1 год составляет 2,1-107 чел./год. Экономический ущерб в результате причинения вреда здоровью персонала, который может проявиться в виде стохастических эффектов, составляет 6 млн. руб. Экономический ущерб в результате причинения вреда здоровью населения, который может проявиться в виде стохастических эффектов, составляет 99 млн. руб. В соответствии с [104] погрешность данных, представленных в работе, и результатов расчета оценок риска АЭС с реактором типа РБМК-1000 не превышает 0.15.
Согласно НИР по корректировке паспорта безопасности Курской АЭС, выполненной в АНО МЦЯБ при непосредственном участии соискателя [103], в режиме нормальной эксплуатации энергоблоков Курской АЭС:
Среднегодовая эффективная доза облучения персонала Курской АЭС (собственного и прикомандированного) составляла в 2007 г. 2.29 мЗв, а коллективная доза - 13,1 чел-Зв.
Индивидуальный пожизненный риск для персонала равен 2.310"3 Звх5-10-2 1/Зв=10"4, а коллективный риск 13.1 чел-Звх510-2 1/Зв=0.66 чел. - Суммарная (природный фон + влияние Курской АЭС) эквивалентная доза излучения на местности в зоне наблюдения (19 км) и санитарно-защитной зоне (1.7 км) составляла 1.26 мЗв/год.
Вероятность направления распространения радиоактивных веществ по сторонам света определяется по розе ветров по данным наблюдений метеостанции г. Курчатов для восьми основных румбов (таблица 3.6) [103].
Расчет доз облучения персонала и населения выполнялся с использованием МУ 2.6.1.2153-06 [76] на различных расстояниях от источника выброса: - для персонала в пределах СЗЗ - 200 м, 300 м, 400 м, 500 м, 600 м, 700 м, 800 м, 900 м, 1000 м, 1700 м; - для населения - 3 км, 5 км, 10 км, 15 км, 20 км, 30 км, 40 км, 50 км, 100 км.
На рисунке 3.6 приведена роза ветров - вероятность направления распространения радиоактивных веществ по сторонам света для Курской АЭС. Рисунок 3.6 - Роза ветров - вероятность направления распространения радиоактивных веществ по сторонам света для Курской АЭС
Оценка коллективных доз аварийного облучения проводится с учетом количества населения в каждом кольцевом сегменте каждого из 8 секторов и осредненной дозы облучения в центральной точке каждого кольцевого сегмента [103].
Для осуществления деятельности Курская АЭС укомплектована кадрами соответствующей квалификации. На 01.01.08 численность персонала составила 5700 человек, а наибольшая работающая смена - 3300 человек. Численность персонала Главного корпуса 1-2 очередей (блоки А, Б, Г, В и реакторные отделения) составляет 1900 человек в дневную и 210 человек в ночную смены [103].
Методический подход для оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ
В данной главе проведена оценка риска вторых очередей Курской и Смоленской АЭС с реактором типа РБМК-1000. Определены последствия аварии для рассматриваемых АЭС, рассмотрены исходные события для расчета показателей риска.
В качестве примера соискателем была рассмотрена наиболее опасная авария «Потеря внешнего энергоснабжения», частота исходного события - 710-8 1/реактор-год [102, 103].
Выполнены оценки показателей риска и оценки социально-экономических последствий аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» для вторых очередей Курской и Смоленской АЭС. Построены ситуационные планы - прогнозируемые дозы облучения персонала и населения при аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской и Смоленской АЭС. Приведены зависимости значения эффективной дозы облучения персонала (населения) от расстояния от источника выброса и количества персонала (населения), находящегося на расстоянии от источника выброса при аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской и Смоленской АЭС.
Результаты оценки риска показывают, что для аварии «Потеря внешнего энергоснабжения»: - при аварийном облучении персонала допускаются отсроченные смертные случаи (1 для Смоленской АЭС и 3 для Курской АЭС); - при аварийном облучении населения допускаются 17 отсроченных смертных случаев (для Курской АЭС). Количество ранних и отсроченных смертных случаев среди персонала и населения Смоленской и Курской АЭС находится в пределах, допустимых требованиями [53, 85]; - площадь зон действия поражающих факторов при реализации сценария развития аварии для Курской и Смоленской АЭС - 7,8-107 м2. Экономический ущерб в результате причинения вреда здоровью персонала составляет 18,8 млн. руб. для Курской АЭС и 6 млн. руб. для Смоленской АЭС. Экономический ущерб в результате причинения вреда здоровью населения составляет 102 млн. руб. для Курской АЭС и 99 млн. руб. для Смоленской АЭС.
Анализируя полученные результаты, можно сделать положительный вывод о состоянии описанных АЭС. Результаты оценок риска позволяют разработать рекомендации по снижению вероятностей (частот) аварий и снижению ущерба от них. 4. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения и оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба
В связи с принятием федерального закона Российской Федерации от 09 января 1996 г. № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» [83] особую важность приобретает вопрос обеспечения радиационной безопасности населения.
В 2004 году приказом Министра МЧС России [2] был утвержден типовой паспорт безопасности опасного объекта. На его основании тогда же был разработан паспорт безопасности [3]. Для решения задач оценок риска (раздел II паспорта безопасности [3]) в 2004 году было принято решение о разработке «Методики оценки показателей риска для управления безопасностью критически важных (опасных) объектов Госкорпорации «Росатом».
Начиная с 2006 года, по заказу ОАО «Концерн «Росэнергоатом» в АНО «Международный центр по ядерной безопасности» проводились работы по оценке риска атомных электростанций. Согласно требованию Заказчика, оценка коллективных доз аварийного облучения проводилась только с учетом осредненной дозы облучения в центральной точке каждого кольцевого сегмента румба и скорости ветра. Роза ветров не учитывалась. Ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте каждого румба, тоже не оценивался.
В данной главе предлагается формула расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров. На основе этой формулы проводится расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров. В данной главе соискателем предлагается формула оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия радиоактивных веществ. По данной формуле соискателем проводится оценка ущерба.
Глава состоит из трех разделов. В разделе 4.1 соискатель проводит расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров. Соискателем представлен методический подход и предложена формула для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров. В разделе 4.2 соискатель проводит оценку ущерба населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия радиоактивных веществ. В данном разделе соискателем представлен методический подход и предложена формула для оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия радиоактивных веществ. В разделе 4.3 изложены заключение и выводы к главе.
В качестве примера для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС соискателем была рассмотрена наиболее опасная авария «Потеря внешнего энергоснабжения», частота исходного события - 710-8 1/реактор-год [102, 103].
