CC BY
64
УДК 621.039.58
Р. Т. Исламов1, А. А. Деревянкин1, И. В. Жуков1, M. А. Берберова1, С. С. Дядюра?, Ю. А. Мардашова?, Р. Ш. Кальметьев2
1 Международный центр по ядерной безопасности Московский физико-технический институт (государственный университет)
Оценка риска для атомных электростанций с реакторами типа РБМК и ВВЭР
Проведена сравнительная оценка риска для атомных электростанций с реакторами типа РБМК и ВВЭР Представлены результаты расчетов показателей риска для паспортов безопасности Курской и Ростовской атомных электростанций, которые в соответствии с Российским законодательством должен иметь каждый опасный объект. Результатом работы является оценка систем показателей риска в натуральных и экономических показателях — диаграммы социального риска (F/N-диаграммы) и диаграммы материального ущерба (F/G-диаграммы) для Курской и Ростовской атомных электростанций.
Ключевые слова: оценка риска, безопасность, атомная электростанция, реактор, РБМК, ВВЭР, паспорт безопасности.
Безопасность атомных электростанций, как и любых других опасных объектов, имеет стохастическую природу и обусловлена внутренними и внешними явлениями природного и техногенного характера. Вероятностным характеристикам безопасности атомных электростанций соответствуют риски, связанные с авариями на атомных электростанциях и другими чрезвычайными ситуациями техногенного и природного характера с непосредственными и отдаленными последствиями для населения и сверхнормативным загрязнением окружающей среды [1].
В данной статье в качестве примера атомных электростанций с реакторами типа РБМК и ВВЭР рассматриваются соответственно Курская и Ростовская атомные электростанции.
Методология вероятностной оценки риска основана на методологии вероятностного анализа безопасности атомных электростанций [1, 2]. Методический подход, используемый в настоящей статье, основан на модели деревьев отказов и деревьев событий. Он обладает развитой методической базой, обширной базой данных и обеспечен множеством верифицированных расчетных программ. Его основные положения к оценке риска включают: детерминистический анализ безопасности; выявление слабых мест проекта, увеличивающих вероятность повреждения активной зоны; учет мер по управлению авариями и ликвидации последствий аварии; критерии приемлемости риска; разработку мероприятий по повышению безопасности атомных электростанций.
Общая процедура проведения оценок риска включает три последовательные стадии [3].
1) Анализ опасности природного и техногенного характера, ошибок персонала атомных электростанций, отказов оборудования и систем, разрушения зданий и сооружений на атомных электростанциях вследствие внешних и внутренних экстремальных воздействий. Целью анализа является определение вероятностей (частот) радиоактивных выбросов в окружающую среду в соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов (соответствует вероятностному анализу безопасности уровня 1 и уровня 2 для атомных электростанций).
2) Оценка (на основе результатов пункта 1) показателей риска причинения ущерба жизни и здоровью физических лиц (населению и персоналу атомных электростанций), имуществу физических и юридических лиц (населению, эксплуатирующей организации атомных электростанций, другим юридическим лицам) в натуральных показателях в соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов (соответствует вероятностному анализу безопасности уровня 3 для атомных электростанций). Натуральными показателями ущерба
являются дозовые нагрузки; количества детерминированных и стохастических эффектов облучения; концентрации радиоактивных веществ на территории атомных электростанций и за пределами санитарно-защитной зоны.
3) Оценка (на основе результатов пункта 2) показателей риска причинения ущерба жизни и здоровью физических лиц (населению и персоналу атомных электростанций), имуществу физических и юридических лиц в соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов в экономических показателях. Экономическими показателями ущерба являются затраты на превентивные меры по предупреждению или уменьшению потенциального ущерба здоровью населения и персонала атомных электростанций; выплата возмещений в случае смерти, за лечение, потерю имущества физических и юридических лиц.
Для выполнения количественной оценки интегрального (от всех возможных аварий) риска необходимо знать вероятности (частоты) возникновения опасных ситуаций Р, уровень соответствующих опасных воздействий на людей И (например, возможный уровень доз радиации) и коэффициент к, связывающий вероятность (частоту) гибели людей с опасными воздействиями (например, гибели от раковых заболеваний при дозе 1 Зв). Тогда интегральный индивидуальный риск определяется по формуле [3]:
где х — параметр интегрирования; Ка — нормативный показатель [4].
Целью оценок риска является разработка рекомендаций по повышению безопасности атомных электростанций (управления риском) на основе анализа результатов оценок риска, включающего определение доминантных вкладчиков в риск, анализ значимости, чувствительности и неопределенностей результатов оценки. Основной вклад в риск могут вносить отказ оборудования и систем безопасности, отказ по общим причинам и ошибки персонала. Определение доминантного вкладчика позволяет обозначить наиболее слабые места в проектных решениях и технологических процессах на атомных электростанциях. Значимость вклада в риск атомных электростанций определяется его местом в интегрированной логической структуре модели объекта, а также вероятностью.
Анализ чувствительности проводится для оценки изменения частоты повреждения оборудования атомных электростанций при замене базовых событий вероятностного анализа (действия оператора, работа оборудования и др.). Он позволяет использовать результаты вероятностного анализа как средство исследования возможных мер снижения риска (обосновать финансовые расходы на модернизацию атомных электростанций).
Есть два основных класса неопределенности результатов: вероятностный и детерминистический. Каждый из них в свою очередь подразделяется на два типа: неопределенность параметров модели и неопределенность модели. Неопределенность вероятностной модели может быть оценена с помощью критериев Фишера и Хи-квадрат [2]. Неопределенность параметров вероятностной модели может быть оценена методом аналитико-статистического моделирования [5]. Неопределенность детерминистической модели может быть оценена методом стохастической аппроксимации детерминистической модели [6]. Неопределенность параметров детерминистической модели может быть оценена методами Монте-Карло, латинского гиперкуба и др. [2].
В общем случае анализ риска атомных электростанций для управления их безопасностью заключается в построении множества сценариев возникновения и развития возможных аварий с последующей оценкой частот реализации и определением масштабов последствий каждой из этих аварий. В настоящей статье в рамках разработки паспортов безопасности Курской и Ростовской атомных электростанций риск оценивается для двух сценариев развития аварии — наиболее опасного и наиболее вероятного.
В качестве наиболее опасного сценария для Курской атомной электростанции выбрана авария с инициирующим событием «Потеря технической воды», а для Ростовской атомной электростанции — авария с инициирующим событием «Обесточивание атомной электро-
станции с отказом дизель-генератора и быстродействующей редукционной установки со сбросом пара в атмосферу».
В качестве наиболее вероятного сценария для Курской атомной электростанции рассмотрена авария с инициирующим событием «Средняя течь но пару», а для Ростовской атомной электростанции авария с инициирующим событием «Разрыв паропровода в защитной оболочке атомной электростанции с проектной величиной течи в парогенераторе из первого контура во второй».
[ 30 60 «I 120 140 160
Ко [ичество постршшвишл ■ ч< i.)
П- рассчитанные данные
| | - II- ■ !|ф|' ■ ::|| !!■ р; п. 1[||-|-Mu'l f.-Jll
I | - liSrtHblï, КОГйрые Су il Y I I ..-1Ц ,1Н il В ЛЛП ЬНСЙ Ш4М . пример I:iarpai-4i,i материалацсчо ущерба
Рис. \. Пример диаграммы социального риска ( F/N-диаграммы) для Курской атомной электростанции
На основе результатов оценки риска разрабатываются диаграммы социального риска (F/Ж-диаграммы) — рис. 1, 2 — и диаграммы материального ущерба (F/G-диаграммы) — рис. 3, 4.
Для оценки радиационного воздействия аварийных выбросов и планирования аварийных мероприятий использовались количественные показатели зависимости численности населения от расстояния и направления от атомной электростанции. Плотность населения вне 30-километровой зоны принята средней для регионов Курской и Ростовской атомных электростанций.
В расчетах приняты следующие параметры: скорость ветра при аварии соответствует среднегодовой, категория устойчивости погоды по Пасквиллу — D (нейтральные условия), вымывание радиоактивной примеси из облака отсутствует, шероховатость подстилающей поверхности земли 0,1 м.
Выброс радиоактивных веществ в окружающую среду считается кратковременным, дополнительный подъем облака, вследствие плавучести, не учитывается. При оценке учитываются три пути облучения населения: от радиоактивного облака, загрязненной поверхности земли и в результате попадания радионуклидов в организм при ингаляции.
Результатом оценки радиационных последствий аварии (для среднестатистического взрослого человека со средней радиочувствительностью) являются: поглощенная и годовая эффективная доза облучения. По значениям этих доз определяется возможность возникновения детерминированных и стохастических эффектов.
Для оценки радиационных последствий на персонал атомной электростанции принято,
что авария происходит в момент начала работы максимальной дневной смены. Под максимальной дневной сменой понимается смена с максимальным количеством персонала, находящихся на площадке атомной электростанции. Для Ростовской атомной электростанции максимальная дневная смена составляет 1620 человек. Для Курской атомной электростанции максимальная дневная смена составляет 3400 человек.
h
Количество пострадавших (чей].)
- рассчитанные иднныс
- неопределенное! ь параметра
| - данные, коюрые будут раесчятаны у .1 |ьнен|ле.ч
- пример диаграммы материалкного ущерба
Рис. 2. Пример диаграммы социального риска (Р/Ы-диаграммы) для Ростовской атомной
электростанции
F
ОД 62 200 300 400 500 600 650
Материальный ущер& (млн. руб./год) [\\| - рассчитанные датшые \/\ - неопределенность параметров | | - данные, которые будут рассчитаны в дальнейшем - пример диаграммы материального ущерба
Рис. 3. Пример диаграммы материального ущерба (F/G-диаграммы) для Курской атомной электростанции
к
:и
О
Рис. 4. Пример диаграммы материального ущерба {Р/С-диаграммы) для Ростовской атомной электростанции
При оценке показателей риска аварии на Курской и Ростовской атомных электростанциях рассмотрены только ядерные и радиационные факторы. Последствия пожаро- и взрывоопасных рисков, а также токсических рисков не рассматривались. Не учитывались также особенности военного времени (боевых действий) и террористических проявлений (диверсий).
При определении показателей степени риска для персонала и населения применяются следующие понятия:
- возможное число погибших возможное число людей, доза облучения которых приводит к ранним детерминированным эффектам (ранним смертям);
- возможное число пострадавших возможное число людей, доза облучения которых приводит к отсроченным стохастическим эффектам (отсроченным смертям);
- индивидуальный риск для персонала объекта риск с учетом частоты реализации аварийного сценария;
- индивидуальный риск для населения на прилегающей территории риск с учетом частоты реализации аварийного сценария;
- коллективный риск ожидаемое число пострадавших (погибших) людей (персонала и населения) с учетом частоты реализации аварийного сценария.
Расчетные исследования оценок риска ранних и отсроченных случаев смертей на разных расстояниях от источника аварийного выброса (вместе с информацией о загрязнении поверхности земли и распределении плотности населения) позволяют оценить площадь земли, временно и полностью выведенной из землепользования; количество ранних (Жр) и отсроченных из-за стохастических эффектов (^ст) случаев смертей среди населения; коллективную дозу облучения населения {Ес).
По определению риск летального исхода это произведение частоты категории выбросов радиоактивных веществ на количество летальных исходов, определенное для данной категории выбросов радиоактивных веществ [7].
Таким образом, выявляются:
- риск ранних случаев смертей Кр1 = Ыр1 для каждого аварийного сценария с частотой ¡г., чел./реактор-год;
Таблица1
Пример показателей радиационного риска от возможных аварий на Курской атомной электростанции
Показатель Авария
Запроектная - наиболее опасный сценарий Проектная — наиболее вероятный сценарий
Частота, 1/год 4, 0 ■ 10-8 10-4
Средняя индивидуальная эфе эективная доза, Зв
Персонал 10-2 10-5
Население 1, 5 ■ 10-3 4, 0 ■ 10-7
Индивидуальный риск смерти на 1 аварию (отдаленные эффекты), 1/год
Персонал 5, 0 ■ 10-4 5, 0 ■ 10-7
Население 7, 5 ■ 10-5 2, 0 ■ 10-8
Индивидуальный риск смерти с учетом частоты инициирующих событий, 1/год
Персонал 2, 0 ■ 10-11 5, 0 ■ 10-11
Население 3, 0 ■ 10-12 2, 0 ■ 10-12
Таблица2
Пример показателей радиационного риска от возможных аварий на Ростовской атомной электростанции
Показатель Авария
Запроектная - наиболее Проектная — наиболее
опасный сценарий вероятный сценарий
Частота, 1/год 3, 8 ■ 10-8 5, 6 ■ 10-5
Средняя индивидуальная эфе ^ективная доза, Зв
Персонал 2, 5 ■ 10-2 7, 0 ■ 10-6
Население 7, 3 ■ 10-4 6, 6 ■ 10-7
Индивидуальный риск смерти на 1 аварию (отдаленные эффекты), 1/год
Персонал 1, 3 ■ 10-3 3, 5 ■ 10-7
Население 3, 7 ■ 10-5 3, 3 ■ 10-8
Индивидуальный риск смерти с учетом частоты инициирующих событий, 1/год
Персонал 4, 75 ■ 10-11 2, 0 ■ 10-11
Население 1, 4 ■ 10-12 1, 8 ■ 10-12
- риск отсроченных случаев смертей К^^ = Жд^^ для каждого аварийного сценария с частотой /г, чел./реактор-год;
- общий риск случаев смертей = Кр1 + К^^ для каждого аварийного сценария с частотой /г, чел./реактор-год;
- риск коллективной дозы Кес = Ее /г для каждого аварийного сценария с частотой ¡г, чел.-Зв/реактор-год;
- риск загрязнения земли, временно запрещенной к использованию, для каждого аварийного сценария с частотой /¿, га/реактор-год;
- риск загрязнения земли, выведенной из землепользования, для каждого аварийного сценария с частотой /га/реактор-год.
В общем случае в перечень итоговых данных, полученных в результате проведения количественных оценок риска для атомной электростанции, рекомендуется включать следующие расчетные показатели: количество и риск ранних и отдаленных смертей среди персонала и населения, экономический ущерб в результате причинения вреда жизни и здоровью населения, затраты на эвакуацию и переселение населения. Пример оценки радиационного риска и социально-экономических последствий радиационных аварий приведен в табл. 1-4.
ТаблицаЗ
Пример показателей социально-экономического риска от возможных аварий
на Курской атомной электростанции
Показатель Авария
Запроектная - наиболее Проектная — наиболее
опасный сценарий вероятный сценарий
Частота, 1/год 4, 0 ■ 10-8 10-4
Численность, чел.
Персонал 7 368 7 368
Население 1 365 132 1 365 132
Коллективная доза, чел.-Зв
Персонал 740 7, 4 ■ 10-2
Население 2090 0,48
Ущерб, млн руб.
Персонал 22,2 2, 2 ■ 10-2
Население 627 0,14
Таблица!
Пример показателей социально-экономического риска от возможных аварий на Ростовской атомной электростанции
Показатель Авария
Запроектная - наиболее Проектная — наиболее
опасный сценарий вероятный сценарий
Частота, 1/год 3, 8 ■ 10-8 5, 6 ■ 10-5
Численность, чел.
Персонал 1 620 1 620
Население 323 823 323 823
Коллективная доза, чел.-Зв
Персонал 40 1,1 ■ 10-2
Население 234 0,21
Ущерб, млн руб.
Персонал 12 3, 0 ■ 10-3
Население 70 0,064
Обобщенная оценка риска отражает состояние промышленной безопасности при возможных авариях с указанием интегрального индивидуального риска гибели персонала атомной электростанции (группа А) и производственной площадки атомной электростанции (группа Б), а также состояние безопасности отдельных лиц из населения и коллективный риск гибели людей вследствие аварий.
Разработанная система методик оценки показателей риска может быть использована для управления рисками промышленных объектов Госкорпорации «Росатом», а также в других областях промышленности.
Литература
1. PRA Procedures Guide: A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plants. - NUREG/CR-2300. - January, 1983.
2. Papushkin V., Islamov R., Volkov A. Development of Standard Probabilistic Risk Assessment (PRA) Procedure Guide. System modelling. — NSI-Predraft-Report-1999. — Russian Academy of Science, Nuclear Safety Institute. — January 1999.
3. Исламов P.Т., Деревянкин А.А., Жуков И.В., Берберова М.А., Глухое И.В., Исламов Д.Р. Оценка риска для АЭС // Атомная энергия. — Декабрь-2010. — Т. 109, вып. 6. — С. 307.
4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). — М.: Минздрав России, 2009.
5. Ислам,ов Р. Т. Аналитические и статистические методы анализа надежности систем и безопасности объектов атомной энергетики: дис... доктора физ.-мат. наук. — \!.. 1995.
6. Islam ov R. Uncertainty Analysis. Report for US Nuclear Regulatory Commission. — 1998.
7. Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения / Международное агентство по атомной энергии. — Серия изданий по безопасности, № 115. — Вена: МАГАТЭ, 1997.
Поступим в редакцию 15.02.2011.
