АВТОНОМНАЯ НЕКОММЕРЧЕСКАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ МЕЖДУНАРОДНЫЙ ЦЕНТР ПО ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ БЕРБЕРОВА МАРИЯ АЛЕКСАНДРОВНА

АВТОНОМНАЯ НЕКОММЕРЧЕСКАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ
МЕЖДУНАРОДНЫЙ ЦЕНТР ПО ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
На правах рукописи
БЕРБЕРОВА МАРИЯ АЛЕКСАНДРОВНА
ОЦЕНКА ПОКАЗАТЕЛЕЙ РИСКА ДЛЯ ВТОРЫХ ОЧЕРЕДЕЙ
СМОЛЕНСКОЙ И КУРСКОЙ АЭС
Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая
проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации
ДИССЕРТАЦИЯ
на соискание учёной степени кандидата технических наук
Научный руководитель:
доктор физико-математических наук,
профессор Р.Т. Исламов
Москва 2015
2
Содержание
Введение .......................................................................................................................... 5
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
3
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 ................................................................................... 94
4
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
5
Введение
Актуальность работы
Атомные электростанции (АЭС) вследствие накопления в процессе
эксплуатации значительных количеств радиоактивных продуктов и наличия
принципиальной возможности выхода их при авариях за предусмотренные
границы представляют собой источник потенциальной опасности или источник
риска радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.
Степень радиационного риска прямо зависит от уровня безопасности АЭС.
Безопасность АЭС является одним из основных свойств АЭС, определяющих
возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической
энергии [1].
В 2004 году приказом Министра МЧС России № 506 «Об утверждении
типового паспорта безопасности опасного объекта» [2] был утвержден типовой
паспорт безопасности опасного объекта. На его основании тогда же был
разработан Типовой паспорт безопасности критически важного (опасного)
объекта Росатома [3] (далее – паспорт безопасности).
В соответствии с требованиями раздела II паспорта безопасности [3],
необходимо проводить работы по оценке риска критически важных (опасных)
объектов Росатома и оценке риска АЭС.
В связи с этим задача проведения оценки радиационного риска,
учитывающей
как
вероятностный,
так
и
детерминистический
подходы,
становится все более актуальной.
Степень разработанности объекта исследования
Проблеме оценок показателей риска особо опасных объектов (в частности,
АЭС) посвящены труды как отечественных (Росляков П.В. [4], Казанский Ю.А.
[5], Гордон Б.Г. [6, 7], Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Черников О.Г. [8],
Острейковский В.А. [9, 10], Антонов А.В. [11], Гулина О.М. [12], Сальников Н.Л.
6
[13], Воронков А.В. [14], Масленников М.В. [15], Гермогенова Т.А. [16] и др.), так
и зарубежных ученых (Swain A.D. and Guttemann H.E. [17], Bixler N. [18], Spitzer
C. [19] и Sugarman D. [20], Markandya A. and Boyd R. [21] и др.). Однако
подавляющее большинство исследований в этой области посвящено таким
проблемам, как:
- Физика и кинетика ядерных реакторов;
- Теория надежности;
- Анализ безопасности;
- Оценки риска.
Задача расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения и расчета
ущерба населению в трудах этих авторов не была исследована.
Лично автором в данной работе были решены следующие задачи:
1. Разработан методический подход для расчета годовой эффективной дозы
облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров.
2. Выполнен расчет годовой эффективной дозы облучения населения в
кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров, на вторых очередях
Курской и Смоленской АЭС.
3. Разработан методический подход для расчета ущерба, нанесенного
населению в кольцевом сегменте румба.
4. Проведен расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте
румба, на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.
Цели и задачи работы
Целью
работы
является
создание
и
практическое
применение
методического подхода по расчету доз внешнего и внутреннего облучения
населения для обоснования безопасности АЭС.
Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:
1. Оценки риска вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с
реакторами типа РБМК-1000.
7
2. Разработка методического подхода для расчета годовой эффективной
дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы
ветров.
3. Расчет годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом
сегменте румба для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с
реакторами типа РБМК-1000.
4. Разработка методического подхода для расчета ущерба, нанесенного
населению в кольцевом сегменте румба.
5. Расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, для
вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК1000.
Научная новизна работы
1. Разработана методика оценки показателей риска АЭС. На ее основе
разработана процедура оценки социально-экономических последствий
чрезвычайных
ситуаций.
Предложены
процесс
проведения
экономических оценок риска и процедура оценки экономических
последствий аварий на объекте.
2. Проведена оценка риска вторых очередей Курской и Смоленской АЭС.
Выполнена оценка эффективных доз облучения персонала и населения
при наиболее опасных авариях на вторых очередях Курской и
Смоленской АЭС. Проведен расчет показателей радиационного и
экономического рисков от аварий на вторых очередях Курской и
Смоленской АЭС.
3. Разработан методический подход для расчета годовой эффективной дозы
облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.
4. Разработан методический подход для расчета ущерба, нанесенного
населению в кольцевом сегменте румба.
8
Теоретическая и практическая значимость работы
Предложенный подход к проведению оценок риска АЭС использован при
оценках риска, связанного с эксплуатацией АЭС, в целях совершенствования
применяемых на АЭС систем, выполняющих функции безопасности и функции
снижения риска до приемлемого уровня.
Подход учитывает уровни:
- приемлемого риска;
- соответствующие санитарно-гигиенические критерии безопасности.
Предложена
последовательность
проведения
оценок
риска
от
идентификации опасностей и их количественной оценки до количественной
оценки риска, а также порядок оформления отчета по результатам анализа и
принятия решений по снижению риска до приемлемого уровня.
Результаты оценок риска могут быть использованы для:
- Определения возможности и оценки риска возникновения аварий на
АЭС.
- Оценки возможных последствий чрезвычайных ситуаций.
- Оценки готовности АЭС к предупреждению аварий и достаточности мер
по защите персонала и территорий от чрезвычайных ситуаций.
- Разработки мероприятий по снижению риска и смягчению последствий
аварий.
- Расчёта сил и средств для ликвидации возможных аварий.
Методология и методы исследования
Объектом исследования в данной работе являются наиболее опасные аварии
на АЭС с реакторами типа РБМК (Курская, Смоленская АЭС).
Предметом исследования в данной работе являются:
1. годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом сегменте
румба;
2. ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте румба.
9
Методологическую основу работы составляют фундаментальные труды в
таких областях науки, как:
- Физика и кинетика ядерных реакторов. Здесь следует выделить
работы Казанского Ю.А. [5], Воронкова А.В. [14] и Масленникова М.В.
[15].
- Теория надежности. Вопросы теории надежности с разных сторон
освещены в работах Острейковского В.А. [9, 10], Антонова А.В. [11],
Гулиной О.М. [12], Сальникова Н.Л. [13] и Гермогеновой Т.А. [16].
- Анализ безопасности. Вопросы анализа безопасности раскрываются в
работах многих отечественных и зарубежных ученых. Из отечественных
специалистов следует отметить работы Гордона Б.Г. [6, 7], Асмолова
В.Г., Блинкова В.Н., Черникова О.Г. [8], Исламова Р.Т. [22-25],
Александровской Л.Н. [26], Петрина С.В. [27], Деревянкина А.А. [28],
Буторина С.Л. [29] и Гермогеновой Т.А. [16]. Из зарубежных
специалистов необходимо отметить работы Swain A.D. and Guttemann
H.E. [25], Bixler N. [18], Spitzer C. [19] и Sugarman D. [20].
- Оценки риска. Вопросы оценок риска освещены в работах многих
отечественных и зарубежных ученых. Из отечественных специалистов
следует отметить работы Рослякова П.В. [4], Острейковского В.А. [30] и
Гусева Н.Г. [31]. Из зарубежных специалистов необходимо отметить
работу Markandya A. and Boyd R. [21].
Положения, выносимые на защиту:
1. Оценка риска вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами
типа РБМК-1000.
2. Методический подход для расчета годовой эффективной дозы облучения
населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров на вторых
очередях Курской и Смоленской АЭС.
10
3. Методический подход для расчета ущерба, нанесенного населению в
кольцевом сегменте румба, на вторых очередях Курской и Смоленской
АЭС.
Степень достоверности
Работа проводилась по заданию ОАО «Концерн «Росэнергоатом» и в
соответствии с приказом МЧС России № 506 от 4 ноября 2004 г. «Об
утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» [2]. Результатом
работы являются оценки риска АЭС с реакторами типа РБМК (Курская,
Смоленская АЭС), ВВЭР (Ростовская, Нововоронежская, Калининская, Кольская,
Балаковская АЭС), БН-600 (Белоярская АЭС) и ЭГП-6 (Билибинская АЭС) для
разработки паспортов безопасности АЭС [3].
Результаты
работы
обсуждены
и
одобрены
ОАО
«Концерн
«Росэнергоатом». Имеется 3 акта о внедрении результатов работы.
Апробация результатов диссертации
Основные
результаты
диссертационной
работы
докладывались
на
следующих конференциях и семинарах:
1. Mathematical Methods in Reliability Conference; International Conference on
Opportunities and Challenges for Water Cooled Reactors in the 21st Century,
27-30 October 2009, Vienna, Austria.
2. Научные конференции НИЯУ МИФИ (Обнинск, 2009-2015 гг.).
3. Международные научные конференции по информатике (MEDIAS-2011,
MEDIAS-2012), Лимассол, Республика Кипр.
4. Международные научные конференции «Ситуационные центры и
информационно-аналитические системы класса 4i для задач мониторинга
и безопасности» (SC-IAS4i-VRTerro2011, SC-IAS4i-VRTerro2013, SCIAS4i-VRTerro2014), Москва-Протвино.
11
5. Международные
научные
конференции
«Физико-техническая
информатика» (CPT-2013, CPT-2014), Ларнака, Республика Кипр.
6. IX Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий:
аварийная готовность и реагирование», 29 сентября - 3 октября 2014 г.,
Санкт-Петербург.
Работа велась в рамках таких НИР, как «Разработка перечня мероприятий
(рекомендаций) по управлению безопасностью, расчеты показателей для
заполнения паспортов безопасности действующих АЭС» и «Разработка методики
оценки показателей риска и критически важных (опасных) объектов Росатома для
обеспечения готовности сил и средств к аварийному реагированию».
По теме диссертации опубликовано 15 работ [32-46], в том числе 3 в
периодических изданиях, рекомендованных ВАК [32-34].
Работы, опубликованные в периодических изданиях, рекомендованных
ВАК:
1.
Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] //
Атомная энергия, т. 109, вып. 6. - 2010. - С. 307-311.
2.
Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК /
М.А. Берберова [и др.] // Ядерная энергетика. Известия высших
учебных заведений. - 2011. - № 3. - С. 56-62.
3.
Берберова, М.А. Оценка риска для атомных электростанций с
реакторами типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Труды
МФТИ, т. 6, № 1. - 2014. - С. 146-153.
Работы, опубликованные в других изданиях:
4.
Berberova, M. Risk Assessment for Nuclear Power Plants / M. Berberova
and [oth.] // International Conference on Opportunities and Challenges for
Water Cooled Reactors in the 21st Century. - Vienna, Austria, 2009. - 1
электронный оптический диск (CD ROM).
5.
Берберова, М.А. Разработка методики оценки показателей риска АЭС /
М.А.
Берберова
[и
др.]
//
XI
Международная
конференция
12
«Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009»: тезисы докладов. Обнинск, 2009. - С. 10-11.
6.
Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами различного типа /
М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и информационноаналитические системы класса 4i. SC-IAS4i-VRTerro2011: труды
Международной научной конференции. - Протвино-Москва: Изд.
ИФТИ, 2011. - С. 37-42.
7.
Берберова,
М.А.
Анализ
безопасности
физической
защиты
потенциально опасных объектов / М.А. Берберова [и др.] // MEDIAS2011: труды Международной научной конференции. - ПротвиноМосква: Изд. ИФТИ. - С. 114-134.
8.
Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // XII
Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров
- 2011»: тезисы докладов. - Обнинск, 2011. - С. 3-4.
9.
Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа БН / М.А.
Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2012:
аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2012. - С. 215.
10. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000
(В-320) / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ
МИФИ-2013: аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2013. - С. 231.
11. Берберова, М.А. Вопросы обеспечения безопасности АЭС: рискмонитор / Р.Т. Исламов, М.А. Берберова // XII Международная
конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы
докладов. - Обнинск, 2013. - С. 28.
12. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа ВВЭР-440
(В-230) / М.А. Берберова [и др.] // XIII Международная конференция
«Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. Обнинск, 2013. - С. 29-30.
13. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК и
ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС4i для
13
мониторинга и безопасности. SCVRT2013-14: труды Международной
научной конференции. - Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С.
110-117.
14. Берберова, М.А. Анализ надежности персонала для проведения оценок
риска / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС4i для
мониторинга и безопасности. SCVRT2013-14: труды Международной
научной конференции. - Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С.
210-216.
15. Берберова, М.А. Оценка риска АЭС с реакторами типа РБМК / М.А.
Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2015,
аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2015. - С. 231.
Соответствие диссертации Паспорту научной специальности:
В
соответствии
с
паспортом
специальности
05-14-03,
областью
исследований является «Разработка методов обоснования безопасности и
экологической приемлемости технологий и объектов ядерной техники».
14
1. Обзор методов оценок риска
В данной главе приводится обзор методов оценок риска.
Глава состоит из трех разделов. В разделе 1.1 приводится обзор методов
оценок риска, описываются термины и определения, необходимые для оценок
риска, и рассматриваются основные количественные показатели риска. В разделе
1.2 изложены положения по радиационной безопасности. В разделе 1.3
рассмотрен обзор методов оценок риска.
1.1. Основные термины и определения
Согласно Федеральному закону № 116-ФЗ «О промышленной безопасности
опасных производственных объектов» [47], авария - это разрушение сооружений
и (или) технических устройств, применяемых на опасных объектах (например, на
АЭС), неконтролируемые взрыв и (или) выброс опасных веществ.
Согласно Федеральному закону № 184-ФЗ «О техническом регулировании»
[48], риск - это вероятность причинения вреда жизни или здоровью граждан,
имуществу
физических
или
юридических
лиц,
государственному
или
муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных
и растений с учетом тяжести этого вреда.
Применительно к АЭС определение риска может быть сформулировано
более компактно, а именно как «сочетание вероятности и последствий
наступления неблагоприятного события». В узком смысле понятие «риск» можно
определить, как «количественная оценка опасностей, частота одного события при
наступлении другого».
Согласно Методическим указаниям РД 03-418-01 [49], основными
количественными показателями риска аварии являются:
- Технический риск - вероятность отказа технических устройств с
последствиями определенного уровня (класса) за определенный период
функционирования опасного объекта (например, АЭС).
15
- Индивидуальный риск - частота поражения отдельного человека в
результате воздействия исследуемых факторов опасности аварий.
- Потенциальный территориальный риск (или потенциальный риск) частота реализации поражающих факторов аварии в рассматриваемой
точке территории.
- Коллективный риск - ожидаемое количество пораженных в результате
возможных аварий за определенный период времени.
- Социальный
риск,
или
F/N-диаграмма
-
зависимость
частоты
возникновения событий F, в которых пострадало на определенном
уровне не менее N чел., от этого числа N. Характеризует тяжесть
последствий (катастрофичность) реализации опасностей.
- Ожидаемый ущерб - математическое ожидание величины ущерба от
возможной аварии, за определенный период времени.
- Приемлемый (допустимый) риск - это такая минимальная величина
риска,
которая
достижима
по
техническим,
экономическим
и
технологическим возможностям. Приемлемый риск представляет собой
некоторый компромисс между уровнем безопасности и возможностями
его достижения. Величина этого риска зависит от вида отрасли
производства, профессии, вида негативного фактора, которым он
определяется. В настоящее время принято считать, что для действия
техногенных опасностей в целом индивидуальный риск считается
приемлемым, если его величина не превышает 10-6.
- Профессиональный риск - риск, связанный с профессиональной
деятельностью человека.
Согласно РД 03-418-01 [49]:
риск аварии - это мера опасности, характеризующая возможность
возникновения аварии на опасных объектах (например, на АЭС) и тяжесть ее
последствий;
16
анализ риска - это процесс идентификации опасностей и оценка риска
аварии на опасных объектах (например, на АЭС) для отдельных лиц или групп
людей, имущества или окружающей природной среды.
Согласно ГОСТ Р 51898-2002 [50], риск допустимый - это риск, который в
данной ситуации считается приемлемым при существующих общественных
ценностях.
1.2. Радиационная безопасность
Безопасность
АЭС
является
одним
из
основных
свойств
АЭС,
определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и
электрической энергии [1].
Согласно
NUREG/CR-2300
[51],
вероятностным
характеристикам
безопасности АЭС соответствуют риски, связанные с авариями, например, на
АЭС с непосредственными и отдаленными последствиями для населения и
сверхнормативным загрязнением окружающей среды.
В данной работе рассмотрены, прежде всего, специфические для АЭС
вопросы
радиационной
безопасности
(рисунок
1.1).
Методики
оценок
общепромышленных рисков (факторов опасности пожаров, взрывов и токсичных
веществ) достаточно полно описаны в методических и нормативных документах
[47-69]. Общие положения обеспечения безопасности АЭС и правила ядерной
безопасности исследовательских реакторов изложены в ОПБ-88/97 [70] и в НП009-04 [71]. В Нормах проектирования сейсмостойких атомных станций (НП-03101) [72] приведены нормы проектирования сейсмостойких АЭС. Основные
положения Методики расчета надежности оборудования реакторных установок
АЭС изложены в НП-031-01 [72] и в Методике расчета надежности оборудования
реакторных установок [74]. Источником информации о параметрах и исходных
данных являются данные Госкомстата России [75]. Положения, описанные в
Методических указаниях МУ2.6.1.2153-06 [76], позволяют рассчитать дозы
облучения персонала и населения на различных расстояниях от источника
выброса радионуклидов, и расчетных зависимостей (формул и табличных
17
данных), приведенных в [73]. Правила безопасности при транспортировании
радиоактивных
материалов
представлены
в
[77].
Нормы
и
правила
проектирования вновь строящихся и реконструируемых подъездных дорог к АЭС
представлены в [78, 79]. Вопросы декларирования промышленной безопасности и
развитии
методов
оценки
риска
опасных
производственных
объектов
83] определяют
правовые,
раскрываются в [80, 81].
Рисунок 1.1 – Оценка безопасности АЭС
Федеральные
законы
[47, 48, 79, 82,
экономические и социальные основы обеспечения безопасности при работе
предприятий, использующих атомную энергию, источники ионизирующих излучений, опасные химические вещества.
4 ноября 2004 г. в МЧС России был подписан приказ № 506 «Об
утверждении
типового
паспорта
безопасности
опасного
объекта»
[2].
Предприятия отрасли, согласно [2], должны направлять в региональные
управления МЧС соответствующие паспорта безопасности. В соответствии с [2] и
18
на основе типового паспорта безопасности опасных производственных объектов
был разработан паспорт безопасности [3].
В соответствии с требованиями раздела II паспорта безопасности [3], для
проведения работ по оценке риска АЭС при участии соискателя была разработана
Методика оценки показателей риска АЭС [73].
Типовой паспорт безопасности [3] устанавливает основные требования к
структуре, составу и оформлению паспорта безопасности опасного объекта
(объектов)
эксплуатирующих
организаций.
Данный
типовой
паспорт
предназначен для разработки паспортов безопасности на АЭС.
1.3. Оценка риска
Согласно Руководству по проведению оценок рисков природного и
техногенного характера [52], при проведении оценок риска последствия
разделяются по категориям серьезности последствий (размеров ущербов), для
которых отдельно оцениваются их вероятности. Графической интерпретацией
риска АЭС являются кривые «частота-последствие» (т.н. F/N- и F/G-диаграммы).
Общая процедура проведения оценок риска включает три последовательных
стадии: оценка риска уровней 1, 2 и 3 [52]. Категории потенциального ущерба для
оценки риска различных уровней рассматриваются в [84].
Для количественной оценки интегрального (от всех возможных аварий)
риска используется формула, изложенная в публикациях и докладах соискателя
[32-46]. В Рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите от
2007 года [53] введен коэффициент, связывающий вероятность (частоту) гибели
людей с опасными воздействиями (5,610-2 1/Зв).
При оценке приемлемости полученных при проведении оценок риска
анализируемой
АЭС
используются
санитарно-гигиенические
критерии,
описанные в ГОСТ 12.1.010-76 [64] и НРБ-99/2009 [85].
В случае токсических, взрывных и термических воздействий риск гибели
или тяжелого травмирования людей для конкретного сценария возможной аварии
19
следует оценивать в соответствии с методиками и рекомендациями [53, 55, 57, 63,
64, 66, 86, 87].
Оценка вероятностей (частот) сценариев развития аварий проводится в
соответствии с методологией вероятностного анализа безопасности (ВАБ). ВАБ
проводится с использованием методов «деревьев отказов» и «деревьев событий»
или других процедур, позволяющих получить оценки вероятности возможных
аварий.
В настоящее время для ВАБ АЭС существует развитая система методик [8894], которая успешно применяется и развивается как в отечественной, так и в
мировой практике. Также есть целый ряд методик по оценке многих видов
последствий техногенных аварий (оценка риска уровня 2) в требуемом объеме. В
соответствии с Рекомендациями МКРЗ от 2007 года [53] и НРБ-99/2009 [85], в
настоящей работе основное внимание уделяется оценке риска причинения вреда
здоровью людей (населения и персонала) и окружающей среде в объеме,
необходимом для планирования мер вмешательства для снижения последствий
аварий на анализируемых АЭС. Можно отметить утвержденные отраслевые и
межотраслевые руководства и методики, которые могут использоваться для
проведения ряда необходимых экономических оценок (оценка риска уровня 3) как
в области радиационных рисков, так и неядерных рисков природного и
техногенного характера [55, 86, 95-99].
Порядок идентификации опасностей и выбора исходных событий определен
в работе Международного Центра по Ядерной Безопасности [73]. Здесь же
представлены иллюстрация применения методов идентификации опасностей, а
также порядок оформления отчета по результатам оценок риска. Порядок оценки
последствий аварий, масштабы возможного материального ущерба, а также
порядок оценки экономических последствий аварии представлены в руководящих
документах [52, 81, 95-101].
Аналитические и статистические методы анализа надежности систем и
безопасности, а также анализ неопределенности при проведении оценок риска
АЭС детально представлены в работах [6-9, 11, 16, 22-25, 30]. Исследование,
20
разработка и применение методов оценки надежности персонала при проведении
ВАБ АЭС приведены в учебном пособии [27]. 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
21
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
радиационного
в
соответствии
с
НРБ-99/2009
Риски
[85].
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 27.31095 [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
22
на человека или другие компоненты окружающей среды (как техногенные, так и
природные). Выбросы можно разделить на три основные категории:
(1) Выбросы в атмосферу.
(2) Жидкие сбросы в реки, водохранилища или моря.
(3) Захоронение отходов в землю.
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
предписывает
использовать
проектированию
для
определения
сейсмостойких
АЭС
[72]
максимального
проектного
землетрясения карты ОСР-97-D.
Для оценки вероятности ошибок персонала были использованы работы [26,
28]. В учебном пособии [26] приводится шкала вероятности ошибок персонала,
которая позволяет на основе заданного набора критериев (запас времени для
23
принятия решений, фактор стресса, сложность принятия решений, интерфейс,
качество инструкций и др.) оценить вероятность ошибок персонала. В работе [28]
проводится исследование, разработка и применение методов оценки надежности
персонала при проведении вероятностного анализа безопасности АЭС.
Оценка аварийных атмосферных выбросов (от 0 до 100 км от источника
выбросов), включает моделирование на локальном и местном масштабе.
Результаты
исследования
ядерного
топливного
цикла
показывают,
что
региональные последствия (от 100 до 1000 км от источника выбросов) для
здоровья населения составляют около 15% от общих местных и региональных
воздействий (согласно публикации [94]), т.е. примерная пропорция между
местными и региональными последствиями составляет 6:1. Чтобы избежать
необходимости
моделировать
рассеивание
в
региональном
масштабе,
региональные воздействия оцениваются как фиксированная часть оценки местных
воздействий.
Для оценки рассеяния радионуклидов в атмосфере и их осаждения на
местности используется Единая межведомственная методика оценки ущерба от
чрезвычайных
ситуаций
техногенного,
природного
и
террористического
характера, а также классификации и учета чрезвычайных ситуаций [86].
Модель рассеивания используется для прогноза концентрации загрязнителя
в атмосфере в любой точке пространства и на любом расстоянии от источника.
Существует много видов количественных моделей рассеивания. Согласно
документам МАГАТЭ (IAEA-TC-733.7 [20]) и СНиП 2.05.02-85* [78], основной
вид модели рассеивания, наиболее часто используемый для прогноза загрязнения
воздуха, основывается на модели факела Гаусса.
В общем случае, для расчета экономических ущербов от аварий на АЭС в
результате реализации внешних и внутренних угроз рекомендуется учитывать
виды ущербов от аварий на АЭС, приведенные в учебнике [10]. Согласно [10],
расчет экономического ущерба, связанного с облучением населения и персонала,
производится раздельно для стохастических и детерминистических эффектов.
24
Для определения и количественной оценки частот (вероятностей) конечных
событий реализации сценариев аварий необходимо провести категорирование
последствий аварий.
Согласно Руководству [107], при выборе категорий потенциальных ущербов
для оценок риска уровня 1 для АЭС рекомендуется руководствоваться
действующими
нормативными
правовыми
актами,
стандартами, нормами, правилами и оценками INES.
государственными
25
2. Методика оценки показателей риска АЭС
В последнее время была проведена огромная работа по снижению
вероятности аварий в ядерной энергетике вообще и на АЭС, в частности.
Сравнительный анализ опасности различных объектов показывает, что риск
смертельных поражений от выбросов АЭС при нормальной их работе в 400 раз
меньше, чем от выбросов вредных веществ, источниками которых являются
тепловые электростанции [79]. Поэтому эксперты-специалисты ставят ядерную
энергетику по степени опасности на 20-е место, в то время как неядерной энергетике отводят 9-е место. Однако, несмотря на относительно малый риск тяжелых
аварий, выявлению возможности возникновения радиационных аварий, их
предотвращению и мерам по ликвидации последствий этих аварий придается
исключительно важное значение.
Глава состоит из восьми разделов. В разделе 2.1 приведены показатели
степени риска. В разделе 2.2 приведена концепция оценок риска. В разделе 2.3
рассматриваются ограничения и допущения для оценки показателей риска. В
разделах 2.4 и 2.5 описываются исходные данные и применяемые методы для
оценки показателей риска. В разделах 2.6 и 2.7 дается определение как
технических, так и социально-экономических показателей степени риска. В
разделе 2.8 изложены заключение и выводы к главе.
В 2001 году в рамках федеральной целевой программы «Снижение рисков и
смягчение последствий чрезвычайных ситуаций природного и техногенного
характера в Российской Федерации до 2005 года» был разработан методический
документ «Руководство по проведению оценок рисков природного и техногенного
характера на ядерных объектах» [52].
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].
26
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».
Целью разработки Методики является установление единого подхода,
общей процедуры, состава исходных данных и результатов, позволяющих
получать оценки показатели рисков для АЭС с реакторами различных типов,
рекомендации по организации и проведению оценок риска, документированию
результатов оценок риска в соответствии с номенклатурой показателей риска и
требованиями паспорта безопасности [2, 3, 52].
В 2008 году в ОАО «Концерн «Росэнергоатом» начались работы по
проведению оценок риска и заполнению паспортов безопасности российских
АЭС. В 2010 году была разработана «Методика оценки показателей риска АЭС»
[73].
Рекомендуемый рассматриваемой «Методикой оценки показателей риска
АЭС» [73] подход к оценкам риска АЭС с реакторами различных типов основан
на методологиях и методиках, разработанных под эгидой Госкорпорации
«Росатом» и ОАО «Концерн «Росэнергоатом», а также на Федеральных законах
РФ, ГОСТах, нормативных документах, санитарных нормах и правилах,
утвержденных Правительством РФ [2, 3, 47-50, 52, 54-68, 70-72, 74, 77, 78, 82, 83,
86, 87, 95-97, 110, 112, 113, 116, 117].
При разработке «Методики оценки показателей риска АЭС» были
использованы методологии, разработанные под эгидой Комиссии Европейского
Сообщества (КЕС) и Международного Агентства по Атомной Энергии
(МАГАТЭ): Вероятностного анализа безопасности (ВАБ) для АЭС [1, 17, 21, 8894, 107-112, 115], Сравнительных оценок рисков здоровью и окружающей среде
для систем производства электроэнергии и Оценок внешних цен для различных
топливных циклов [19, 20, 100, 101], а также методологии, разработанные под
эгидой Nuclear Regulatory Commission (NRC) [18, 51, 69, 113, 115].
27
При разработке «Методики оценки показателей риска АЭС» были учтены
вопросы, рассмотренные в публикациях МЧС [80, 81].
Уровень безопасности АЭС, как и любых других опасных объектов, имеет
стохастическую природу и обусловлен рядом случайных внутренних и внешних
явлений природного и техногенного характера. В общем случае он определяется
[52, 73]:
- Вероятностью возникновения внутренних исходных событий (т.е. на
самой АЭС), внешних техногенных катастроф, опасных природных
явлений, а также потенциальным ущербом, который может быть
причинен в результате возникновения этих событий.
- Размерами постоянного (при нормальной эксплуатации АЭС) вредного
воздействия на человека и окружающую среду, определяющего
возможность возникновения отдаленных стохастических последствий
для населения и окружающей среды на фоне равновесного состояния
экосистем.
- Вероятностью перерастания нормальной экологической обстановки в
кризисную и возможностью последующего возникновения аварий.
- Вероятностью успешного вмешательства с целью снижения размеров и
ликвидации последствий аварий, а также степенью эффективности
мероприятий, осуществляемых при таком вмешательстве.
Указанным выше вероятностным характеристикам уровня безопасности
АЭС соответствуют три основные категории рисков [52, 73]:
1. Риски, связанные с авариями на АЭС и другими чрезвычайными
ситуациями техногенного и природного характера с непосредственными
детерминированными и отдаленными стохастическими последствиями
для населения и сверхнормативным загрязнением окружающей среды.
2. Экстремальные экологические риски, связанные с возникновением
чрезвычайных ситуаций экологического характера.
3. Экологические риски, связанные с ухудшением здоровья населения и
негативными
изменениями
в
окружающей
среде,
отдаленными
28
стохастическими последствиями для жизни и здоровья людей вследствие
вредного воздействия АЭС при нормальной эксплуатации.
В представленной Методике рассматриваются только первые две категории
рисков - аварийные и экстремальные экологические.
2.1. Показатели степени риска
Результатами применения Методики являются следующие показатели риска
[73]:
Fd, Fp - частота сценариев развития аварии, 1/год;
Md, Ad, Mp, Ap - количество опасного вещества, участвующего в реализации
сценариев, тонн, Бк (Ки);
Ndms, Ndds, Npms, Npds - возможное количество погибших и пострадавших
среди персонала для сценариев, чел.;
Ndmp, Nddp, Npmp, Npdp - возможное количество погибших и пострадавших
среди населения для сценариев, чел.;
Ndvp, Ndvp, Npvp, Npvp - возможное количество населения, у которого могут
быть нарушены условия жизнедеятельности с учетом воздействия вторичных
факторов поражения и вредного воздействия на окружающую среду для
сценариев, чел.;
G - величина возможного ущерба, руб.;
Sd, Sp - площади зон действия поражающих факторов при реализации
сценариев развития аварии, м2;
Bdw, Bdm, Bds, Bdt, Bpw, Bpm, Bps, Bpt - количество разрушенных или
поврежденных зданий, сооружений или технологического оборудования в зонах
действия поражающих факторов при реализации сценариев развития аварии,
(отдельно по «слабой», «средней», «сильной» и «полной» степени повреждения в
% от общего количества объектов);
rs - индивидуальный риск для персонала на ядерно и радиационно опасных,
пожаровзрывоопасных и химически опасных объектах отрасли, 1/год;
29
rp - индивидуальный риск для населения на прилегающей территории к
ядерно и радиационно опасным, пожаровзрывоопасным и химически опасным
объектам отрасли, 1/год;
Rsp - коллективный риск (математическое ожидание потерь) - ожидаемое
количество пострадавших (погибших) людей (персонала и населения) в
результате возможных аварий (чрезвычайных ситуаций) на ядерно и радиационно
опасных, пожаровзрывоопасных и химически опасных объектах отрасли за
определенное время (год), чел/год;
SL(xy) - ситуационный план с нанесенными на него зонами последствий от
возможных аварий на объекте,
N(F)ij, G(F)ij - диаграммы социального риска (F/N- и F/G-диаграмма).
2.2. Концепция оценок риска
Концепция вероятностной оценки риска основана на широко используемой
методологии ВАБ и рекомендуемой МАГАТЭ для АЭС и других опасных
объектов. Для целей настоящей методики рекомендуется методический подход,
использующий модели деревьев отказов и деревьев событий, относящихся к
большому классу логико-вероятностных методов. Этот подход в последнее время
получил наибольшее распространение во всем мире. Он обладает развитой
методической базой, обширными базами данных и обеспечен множеством
верифицированных расчетных программ [73].
Основу данного методического подхода составляет [73]:
1. Выявление
слабых
мест
проекта,
увеличивающих
вероятность
повреждения активной зоны.
2. Количественную
оценку
пределов
безопасности,
обеспечиваемых
проектом и рассматриваемых на основе лицензионных требований.
3. Использование детерминистического анализа безопасности.
4. Учет мер по управлению авариями и ликвидации последствий аварии.
5. Оценку риска
6. Использование критериев приемлемости риска.
30
Оценка аварийного риска на любых АЭС основывается на концепции
барьеров безопасности, которые должны быть нарушены для того, чтобы
исходные события привели к определенным ущербам для персонала, населения и
окружающей среды (рисунок 2.1).
Рисунок 2.1 - Концепция оценки аварийного риска
Например, при оценке риска от АЭС анализируются следующие факторы
[73]:
- Опасные факторы: продукты деления в ядерном топливе.
- Барьеры:
оболочки
твэлов;
первый
контур;
защитная
оболочка
(контайнмент).
- Факторы воздействия: утечки из защитной оболочки.
Для установления взаимосвязей между исходными событиями, факторами
воздействия и возможными последствиями аварий обычно разрабатываются
матрицы зависимостей. Пример такой матрицы для АЭС представлен в таблице
2.1.
Таблица 2.1 - Матрица зависимостей для оценки последствия аварий
Риск для Риск для эксплуатирующей Риск для
Событие
Факторы воздействия
персонала
организации
населения
+
Повреждение Высокая температура
систем(ы)
Ударное воздействие
+
станции
Внеплановые затраты
+
31
Событие
Факторы воздействия
Вынужденный
останов
Доставка энергии от
другого источника
Радиационное
воздействие
Полная потеря
энергоблока
Радиационное
воздействие
Судебные
разбирательства
Банкротства
Повреждение
активной зоны
Утечка из
защитной
оболочки
Риск для Риск для эксплуатирующей Риск для
персонала
организации
населения
+
+
+
+
+
+
+
+
При проведении оценок риска последствия разделяются по категориям
серьезности ущерба, для которых отдельно оцениваются их вероятности.
Графической интерпретацией риска от любого опасного объекта являются кривые
«частота-последствие»,
которые
в
литературе
называются
F/N
и
F/G
диаграммами [73].
Общая процедура проведения оценок риска включает три последовательных
стадии [52, 73]:
Оценка риска уровня 1: Анализ опасности исходных событий природного и
техногенного характера, ошибок персонала АЭС, отказов оборудования, систем,
зданий и сооружений на АЭС вследствие внешних и внутренних экстремальных
воздействий
с
целью
определения
вероятностей
(частот)
реализации
радиоактивных, токсических выбросов в окружающую среду и других факторов
воздействия в соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов;
Оценка риска уровня 2: Оценка (на основе и совместно с результатами
оценки риска уровня 1) показателей риска причинения ущерба жизни и здоровью
физических лиц (населению и персоналу АЭС), имуществу физических и
юридических лиц (населению, эксплуатирующей организации АЭС, другим
юридическим лицам), а также окружающей среде в физических показателях
(вероятностей (частот) и размеров радиологических последствий на и вне
площадки
АЭС,
дозовых
нагрузок,
количества
детерминированных
и
стохастических эффектов излучения, концентраций радиоактивных веществ на
32
АЭС и за пределами санитарно-защитной зоны, и других факторов воздействия,
масштабов и характера мероприятий по вмешательству в соответствии с
требованиями
федеральных
санитарно-эпидемиологических
правил
и
нормативов) в соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов;
Оценка риска уровня 3: Оценка (на основе и совместно с результатами
оценки риска уровня 2) показателей риска причинения ущербов жизни и
здоровью физических лиц (населению и персоналу АЭС), имуществу физических
и юридических лиц (населению, эксплуатирующей организации АЭС, другим
юридическим лицам), а также окружающей среде, в экономических показателях
(вероятностей
(частот)
и
затрат
на
проведение
превентивных
мер
по
предупреждению или уменьшению потенциального ущерба здоровью населения и
персонала АЭС, выплату возмещений за смерть, лечение, потерю имущества
физических и юридических лиц, мероприятий по вмешательству в соответствии с
требованиями федеральных санитарно-эпидемиологических правил и нормативов,
рекультивацию зараженных земель и другие экологические последствия) в
соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов.
Для количественной оценки интегрального (от всех возможных аварий)
риска необходимо знать вероятности (частоты) возникновения опасных ситуаций
F и уровень соответствующих опасных воздействий на людей D (например,
возможный уровень доз радиации). Тогда интегральный индивидуальный риск
определяется по разработанной соискателем формуле [32-46]:
n
R   k  Fi  Di  Ra ,
(2.1)
i 1
где: Ra
- уровень приемлемого риска (risk acceptable), 1/год;
F
- вероятность (частота) возникновения опасных ситуаций;
D
- уровень
соответствующих
опасных
воздействий
на
людей
(например, максимальная доза облучения человека, Зв);
k
- коэффициент, связывающий вероятность (частоту) гибели людей с
33
опасными воздействиями (5,610-2 1/Зв в соответствии с [53]).
При оценке всех основных категорий рисков как математических ожиданий
размеров ущербов принимаются во внимание все возможные доминантные
применительно к каждой АЭС вредные воздействия (факторы риска) на людей,
имущество и окружающую среду [52, 73].
Каждый риск оценивается в виде суммы произведений условных
вероятностей указанных событий на соответствующие ущербы для каждого
рассматриваемого исходного события и принятой категории ущерба. При такой
оценке условно полагают, что размер ущерба для каждой категории имеет
детерминированное значение [52].
Вероятностные показатели риска (частоты) оцениваются отдельно для
каждой принятой категории потенциального ущерба. Рекомендуется для каждого
уровня оценок риска определять не менее трех категорий ущерба [52].
При выборе категорий потенциальных ущербов для оценок риска уровней 1,
2 и 3 рекомендуется руководствоваться требованиями федеральных санитарноэпидемиологических правил и нормативов [2, 3, 47-50, 52, 54-68, 70-72, 74, 77, 78,
82, 83, 85-87, 89-91, 110-112, 114, 116, 117] с учетом международных
рекомендаций
КЕС,
МАГАТЭ,
NRC
и
Международной
Комиссии
по
радиационной защите (МКРЗ) [1, 17, 18, 21, 51, 53, 69, 79, 80, 84, 88-94, 107-109,
113, 115, 118].
Каждый из уровней таких оценок требует разных исходных данных и
разных профессиональных знаний аналитиков риска. Так общая процедура
проведения оценки риска уровня 1 представлена в таблице 2.2 [73].
Таблица 2.2 - Общая процедура проведения оценки риска уровня 1
№ п/п Этапы оценки риска уровня 1
Задачи
Определение аварийных
Описание исходного события
1
последовательностей (разработка
Определение критериев успеха
сценариев аварии)
Построение дерева событий
2
Анализ систем
Описания систем, Построение деревьев событий
Оценка частот исходных событий
Оценка интенсивностей отказов
3
Анализ данных
Оценка неготовности из-за ремонтов
Анализ отказов по общей причине
34
№ п/п
Этапы оценки риска уровня 1
Задачи
Анализ ошибок персонала, предшествующих
исходным событиям
Анализ ошибок персонала, следующих за
исходными событиями
4
Анализ надежности персонала
5
Количественная оценка
(квантификация)
Оценка показателей риска
6
Интерпретация результатов
Анализ неопределенности, значимости и
чувствительности
Частота повреждения АЭС (например, большого выброса радиоактивных
веществ в окружающую среду) определяется путем сложения частот всех
аварийных последовательностей, приводящих к соответствующим категориям
последствий на АЭС [73]:
F ( R j )   f i ( R j ),
i
(2.2)
где: F(Rj) - общая частота повреждения АЭС для категории последствий Rj;
fi(Rj)
- частота i-ой последовательности, приводящей к повреждению
АЭС для категории последствий j.
Примечание: Типичными категориями последствий оценки риска уровня 1
для объектов с реакторными установками являются частота повреждения
активной зоны (CDF) и частоты большого (сверхнормативного) выброса (LRF)
[73].
Общая процедура проведения ВАБ и оценок риска также включает
следующие задачи [73]:
- Идентификация опасностей и выбор исходных событий;
- Определение наихудших единичных отказов, начальных и граничных
условий;
- Анализ событий до перехода в безопасное стабильное конечное
состояние или до установления факта, что эти события ограничены
другими;
35
- Оценка
удовлетворения
критериям
приемлемого
риска
или
подтверждения ограниченности этих событий.
При выработке санитарно-гигиенических критериев безопасности (уровней
приемлемого
риска)
использована
следующая
концепция,
определяющая
критерии приемлемого риска [73]:
- Для населения уровень интегрального индивидуального риска гибели,
обусловленного эксплуатацией анализируемой АЭС при нормальной
эксплуатации и при возможных авариях, не должен превышать 510-5
1/год.
- Для персонала анализируемой АЭС (группа А) уровень интегрального
индивидуального
риска
гибели,
обусловленного
эксплуатацией
анализируемой АЭС при нормальных условиях и при возможных
авариях, согласно [85] не должен превышать 10-3 1/год, а для персонала
производственной площадки, где находится АЭС (группа Б) - не должен
превышать 10-4 1/год.
- Социальный (коллективный, популяционный) риск, который является
интегральным усредненным по различным видам метеоусловий риском
гибели людей при всех возможных на АЭС авариях, не должен
превышать 10-3 чел/год, а если воздействию подвергаются детские
учреждения или/и пансионаты, - 10-4 чел/год.
В соответствии с [73, 97] допустимый уровень пожарной опасности для
людей должен быть по воздействию опасных факторов пожара, превышающих
предельно допустимые значения, не более 10-6 в год в расчете на каждого
человека.
2.3. Ограничения и допущения для оценки показателей риска
Факторы риска, характерные для АЭС, могут быть сгруппированы
следующим образом [73].
Радиационный риск, возникающий вследствие воздействий:
36
- Нейтронного
излучения
различных
энергетических
спектров,
сопровождающего процесс развития самоподдерживающейся цепной
реакции деления ядер делящихся материалов, образующегося за счет (n) реакции на легких ядрах или при спонтанном делении ядер.
- Гамма-излучения
различного
энергетического
состава
(спектра),
сопровождающего радиоактивный распад нуклидов или деление ядер
делящихся материалов, вторичные реакции взаимодействия нейтронов и
других частиц с ядрами конструкционных материалов.
- - и -частиц, сопровождающих радиоактивный распад нуклидов.
Ядерный
радиационная
риск
-
скрытый
опасность
при
фактор
развитии
опасности,
реализующийся
незапрограммированной
как
или
несанкционированной цепной реакции деления ядер делящихся материалов при
нарушениях требований ядерной безопасности.
Пожаро и взрывоопасные риски. Обычно для АЭС это факторы локальной
опасности.
Токсический риск, возникающий вследствие нарушений правил безопасного
обращения
с
токсичными
материалами,
при
нарушении
герметичности
оборудования, а также вследствие пожаров и взрывов.
Прочие факторы риска (поражение электрическим током, воздействие
шума, вибраций, падение грузов, падение с высоты, воздействие избытка или
недостатка кислорода, воздействие электромагнитных полей или лазеров и т.п.).
Для АЭС специфическим видом риска является радиационный, который
может реализоваться в виде крупной радиационной аварии. Однако применяемые
в данной Методике оценок риска являются универсальными, пригодными к
оценкам риска любых установок и технологий [73].
При разработке Методики [73] не учитывались особенности военного
времени (боевых действий) и террористических проявлений (диверсий), т.к. это
отдельный предмет анализа физической защищенности АЭС.
37
2.4. Исходные данные для оценки показателей риска
При проведении анализа и подготовке исходных данных для оценок риска
АЭС необходимо [73]:
1. Собрать качественные и количественные исходные данные об объекте и
прилегающей к нему территории, которые должны содержать сведения,
представленные в паспорте безопасности [3].
2. Выявить и описать факторы радиационного и других факторов риска на
АЭС.
3. Собрать данные о радионуклидном составе источников ионизирующего
излучения, находящихся на АЭС, а также данные о наличии
местоположении других опасных веществ.
4. Собрать и составить описание соответствующих технологических
процессов.
5. Составить перечень источников радиационных и других выбросов при
возможных ядерных, радиационных аварий и химических авариях. Для
этого необходимо:
- Выявить
технологические
процессы
и
отдельные
операции,
нарушение которых может привести к ядерной или радиационной
аварии.
- Определить перечень оборудования отказ, которого может привести к
ядерной или радиационной аварии.
- Определить перечень ошибок персонала, которые могут привести к
ядерной или радиационной аварии.
Результатом анализа являются [73]:
1. Перечень источников радиационных выбросов при нормальной работе
объекта, а также перечень ядерных и радиационных аварий возможных
на объекте.
2. Описание факторов риска, условий возникновения и развития сценариев
возможных аварий.
38
Номенклатура исходных данных для количественной оценки риска для АЭС
формируется на основе ее специфических данных, а при их отсутствии - на основе
данных объектов-аналогов и литературных источников [73].
2.5. Описание применяемых методов оценок риска и обоснование их
применения
2.5.1. Методы оценки вероятностей аварийных сценариев
В настоящее время для ВАБ АЭС с реакторными установками существует
развитая система методик, которая успешно применяется и развивается как в
отечественной, так и в мировой практике [17, 88-94]. Однако для проведения
оценок риска в требуемом объеме использование методик, применяемых в ВАБ,
чрезмерно трудоемко и дорого. Поэтому, для проведения оценок риска уровня 1
для опасных объектов Росатома рекомендуется применять экспертные оценки, а
также использовать результаты уже ранее выполненных ВАБ для калибровки
результатов соответствующих экспертных оценок [73].
2.5.2. Методы определения последствий аварий
Оценка риска от аварий на АЭС выполняется по упрощенной процедуре
проведения ВАБ уровня 3 [108, 109] с использованием МУ 2.6.1.2153-06 [76].
Положения, описанные в [76], позволяют рассчитать дозы облучения персонала и
населения на различных расстояниях от источника выброса радионуклидов, и
расчетных зависимостей (формул и табличных данных), приведенных в [73].
В настоящее время основное внимание уделяется оценкам риска ухудшения
здоровья людей по причинам экологического характера. Для проведения таких
оценок и в отечественной, и в мировой практике существует достаточная
методологическая база [53, 54].
39
2.5.3. Методы определения социально-экономических последствий
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].
2.6. 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].
2.6.2. Определение перечней исходных событий
При анализе и прогнозировании экономического ущерба от аварий и оценке
влияния фактора аварий на показатели социально-экономического развития
40
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]:
1. Исходные события, источниками которых могут явиться аварии на АЭС:
- Радиационные аварии.
- Ядерные аварии.
- Пожары.
- Взрывы.
- Поражения летящими предметами (осколками).
- Токсические поражения.
2. Исходные события на объекте вследствие опасных природных явлений.
3. Исходные события на рядом расположенных объектах.
4. Исходные события на транспортных коммуникациях.
Для идентификации исходных событий обычно используются четыре
метода [73]:
1. Инженерная оценка исходных событий:
- Рассмотрение систем АЭС (нормальной эксплуатации и безопасности)
и основных элементов оборудования с целью определения, ведет ли
их отказ к необходимости аварийной защиты АЭС.
- Рассмотрение как полных, так и частичных отказов основных систем
АЭС.
- Рассмотрение отказов обеспечивающих систем (электропитание,
охлаждающая вода и т.д.).
Примечание: Исходные события, возникающие из-за обеспечивающих
систем, называются исходными событиями отказов по общей причине.
2. Использование ранее разработанных перечней исходных событий.
3. Дедуктивный
анализ
развития
использование таких методов, как:
- Блок-диаграммы успеха;
исходных
событий.
Предполагает
41
- Деревья отказов;
- Деревья событий;
- Анализ видов и влияния отказов;
- И т.д.
4. Анализ опыта эксплуатации АЭС.
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].
2.6.3. Определение возможных сценариев возникновения и развития аварий
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.
42
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].
43
Таблица 2.3 - Пример установления категорий потенциального ущерба на основе INES
Уровень /
описание
Критерии
Воздействия за пределами площадки АЭС
Воздействия на АЭС
Выброс радиоактивных веществ,
радиологически эквивалентных
I131, ТБк
Аварии
Большой выброс: Воздействие на здоровье населения
и окружающую среду, включая: Возможность
7
острых лучевых поражений и отдаленных эффектов
Глобальная
для здоровья населения на больших пространствах с
авария
возможным охватом более чем одной страны;
Долгосрочные последствия для окружающей среды
Значительный выброс: Полное выполнение планов
6
мероприятий по ограничению значительного
Тяжелая авария
воздействия на здоровье населения, включая
укрытие и/или эвакуацию
5
Ограниченный выброс: Частичное выполнение
Авария с
планов мероприятий по ограничению
рисками для
незначительного воздействия на здоровье и
окружающей
населения, включая частичную эвакуацию и/или
среды
йодную профилактику
Незначительный выброс: Установленные дозовые
пределы для населения не превышаются (порядка
4
нескольких мЗв для критических групп). Нет
Авария в
необходимости выполнения планов мероприятий по
пределах АЭС
защите населения, за исключением контроля
продуктов деления
3
Серьезный
инцидент
Катастрофические разрушения на АЭС и
поражение персонала
> 3.7∙104
Значительные повреждения АЭС и
облучение персонала. Полное выполнение
планов мероприятий по защите персонала
3.7∙103 - 3.7∙104
Тяжелое повреждение обширных участков
активной зоны вследствие механических
эффектов и/или плавления. Частичное
выполнение планов мероприятий по защите
персонала
3.7∙102 - 3.7∙103
Частичное повреждение активной зоны
реактора вследствие механических
эффектов и/или плавления. Дозы облучения
персонала могут приводить к острым
эффектам для здоровья (порядка 1 Зв)
< 3.7∙102
Инциденты
Большие уровни радиации и/или
Выброс превышает допустимый для нормальной
загрязнения вследствие отказов
эксплуатации. Дозы для критических групп
оборудования или ошибок эксплуатации.
населения порядка 0,1 - 1 мЗв. Выполнение планов
Значительное переоблучение персонала
мероприятий по защите населения не требуется
(эквивалентные дозы до 50 мЗв)
-
44
Таблица 2.4 - Пример установления категорий потенциального ущерба на основе оценок социального ущерба при реализации
опасности
Частота
реализации
опасности,
случаев/год
>1
1 - 10-1
10-1 - 10-2
Социальный ущерб
Погибло более 1 Погиб 1 чел.,
Погибших нет,
Серьезно пострадавших нет,
Лиц с потерей
чел., имеются
имеются
имеются серьезно
имеются потери
трудоспособности
пострадавшие пострадавшие
пострадавшие
трудоспособности
нет
Зона жесткого
Зона неприемлемого риска,
контроля,
необходимы неотложные меры
необходима оценка целесообразности мер по
Зона приемлемого
по уменьшению риска
уменьшению риска
риска,
10-2 - 10-3
10-3 - 10-4
10-4 - 10-5
10-5 - 10-6
нет необходимости в мероприятиях
по уменьшению риска
Таблица 2.5 - Пример установления категорий потенциального ущерба на основе оценок финансового ущерба в результате потери
имущества при реализации опасности
Частота реализации
опасности,
случаев/год
>1
1 - 10-1
10-1 - 10-2
10-2 - 10-3
10-3 - 10-4
10-4 - 10-5
10-5 - 10-6
Финансовый ущерб, тыс. $
> 2000
200-2000
Зона неприемлемого риска,
необходимы неотложные меры
по снижению риска
20-200
2-20
<2
Зона жесткого
контроля
необходима оценка целесообразности Зона приемлемого риска,
мер по уменьшению риска
нет необходимости в мероприятиях
по снижению риска
45
2.6.5. Оценка вероятностей реализации сценариев аварий
Для оценки вероятностей возникновения аварий на АЭС применяется ВАБ.
ВАБ рекомендуется проводить с использованием методов деревьев отказов
и деревьев событий, описанных в [49, 80] или других логико-вероятностных
методов и процедур, позволяющих получить оценки вероятности (частоты)
возможных аварий [6-11, 22-26, 30, 108].
Расчет последствий от газоаэрозольных выбросов рекомендуется проводить
по [27, 31].
Анализ сейсмического воздействия рекомендуется проводить с учетом [29,
119].
Для расчета экономических ущербов от аварий на АЭС рекомендуется
учитывать виды ущербов от аварий на АЭС, приведенные в [93, 95, 100].
Разработка и анализ деревьев отказов дает основу для количественной
вероятностной оценки риска АЭС. Для выполнения анализа деревьев отказов
необходим детальный набор информации (описания) о моделируемых системах
[73].
Анализ деревьев отказов используется при оценке риска для моделирования
отказов, представленных в деревьях событий аварийных последовательностей.
Деревья отказов используются для моделирования невыполнения критериев
успеха. Анализ деревьев отказов дает связь между функциями безопасности и
отказами систем [73].
Комбинация деревьев событий и деревьев отказов дает полное и детальное
представление логики отказов АЭС. Комбинации отказов оборудования и ошибок
персонала связываются друг с другом с использованием Булевой алгебры [73].
2.6.6. Оценка последствий аварий
Результаты количественной оценки максимальных последствий возможных
аварий должны использоваться при оценке риска АЭС. При этом в процессе
определения риска АЭС необходимо исходить из предположения отсутствия
46
вмешательства людей в естественное развитие событий (с использованием
активных систем безопасности для локализации последствий возможных аварий).
Следует учитывать влияние только пассивных систем безопасности (ограничение
количества опасных веществ, удаление АЭС от жилой зоны, особенности
конструкции сооружения, применяемого оборудования с учетом степени
готовности к выполнению их функций безопасности) [73].
2.7. Оценка социально-экономических последствий аварий
2.7.1. Процедура проведения экономических оценок риска
Оценка последствий аварий включает анализ возможных воздействий на
людей, имущество и/или окружающую природную среду в экономических
показателях.
Ущерб от аварий на АЭС состоит из полных финансовых потерь
эксплуатирующей
последствий
организации,
аварии,
включающих
расходы
социально-экономические
на:
потери,
ликвидацию
связанные
с
травмированием и гибелью людей (как персонала АЭС, так и третьих лиц);
потери от вреда, нанесенного окружающей среде; косвенный ущерб и потери
государства от выбытия трудовых ресурсов; недовыработку продукции из-за
временного простоя или досрочного вывода аварийного блока АЭС из
эксплуатации [96].
Для расчета экономического и экологического ущербов от аварий на АЭС в
результате реализации внешних и внутренних угроз рекомендуется учитывать
виды ущербов от аварий на АЭС, приведенные в таблице 2.6 [96].
47
Таблица 2.6 - Рассматриваемые виды ущербов от аварий на АЭС
1. Ущерб третьим лицам
Вред радиационный для здоровья населения
G11
Ущерб имуществу населения
G12
Ущерб имуществу юридических лиц
G13
Потери сельскохозяйственного производства (вывод земель из
G14
хозяйственного использования, недополучение продукции)
2. Ущерб окружающей среде
Ущерб окружающей среде
G2
3. Ущерб персоналу и самой АЭС
Вред радиационный для здоровья персонала
G31
Прямой ущерб АЭС без вывода блока из эксплуатации
G32
Прямой ущерб АЭС при выводе блока из эксплуатации
G33
Ущерб от недовыработки электроэнергии (ущерб от останова и перерыва в
G34
эксплуатации АЭС)
Затраты на дезактивацию оборудования и помещений АЭС
G35
Затраты на обращение с радиоактивными отходами
G36
4. Затраты на ликвидацию последствий аварии за пределами территории АЭС
Затраты на отселение
G41
Затраты на реабилитацию загрязненных территорий
G42
Затраты на обращение с радиоактивными отходами
G43
Расчет экономического ущерба, связанного с облучением населения и
персонала, производится раздельно для [96]:
- Стохастических
эффектов
(радиогенные
раки
и
наследственные
заболевания).
- Детерминистических эффектов, которые проявляются при относительно
высоких индивидуальных дозах облучения (лучевая болезнь или при
очень
высоких
дозах
-
острая
лучевая
болезнь
с
тяжелыми
последствиями для здоровья, которые могут привести к смерти).
Оценка риска от аварий на АЭС выполняется по упрощенной процедуре
проведения ВАБ уровня 3 [98, 99].
48
2.7.2. Оценка экономических последствий аварий на объекте
Экономический ущерб G11 в результате причинения вреда здоровью
населения, который может проявиться в виде стохастических эффектов
(радиогенные рак и наследственные заболевания), оценивается по формуле [73]:
G11  zd  E P ,
где: Ep
zd
(2.3)
- коллективная (популяционная) эффективная доза населения, чел.-Зв;
- денежный эквивалент потери одного человеко-года жизни населения
принимается равным 0,3 млн. руб./чел.-Зв [73].
В случае получения некоторой частью населения доз облучения за короткий
срок (двое суток и менее) равных или выше уровней, указанных в [73],
радиационный вред выражается в появлении детерминированных эффектов, и
ущерб рассчитывается по формуле [73]
G12  z m  N m ,
(2.4)
где: Nm - число лиц с указанными выше поражениями;
zm
- денежный эквивалент потери человеческой жизни принимается
равным 10 млн. руб./чел. [73].
Оценка имущественных потерь населением (физическим лицом) вследствие
возможной радиационной аварии осуществляется по формуле [73]:
G13  K 13  N 13  M 13 ,
где: К13
- коэффициент,
учитывающий
стоимостную
(2.5)
долю
полных
(безвозвратных) потерь имущества населения (физических лиц) с
учетом структуры потребительских расходов; принимается равным
0-2;
N13
- количество физических лиц (населения), понесших имущественные
49
потери в результате аварии, чел.;
М13 - средняя стоимостная оценка имущества, приходящаяся на одного
человека из населения (включая детей) в регионе, затронутом
аварией радиационного характера. Это значение сильно зависит от
конкретного региона и должно оцениваться на основании местных
социальных и демографических данных.
Ущерб, наносимый юридическим лицам, может быть определен на
основании среднего годового финансового оборота пострадавших юридических
лиц и продолжительности прерывания их производственной деятельности
(утерянная выгода) в результате аварии. Ущерб рассчитывается по формуле [73]:
G13  P13  T13  N 13  K 131  N 13  m13  K 132  N 13  M 13 ,
где: P13
(2.6)
- среднегодовой финансовый оборот юридического лица, млн.
руб./год;
T13
- время,
потерянное
юридическим
лицом
на
осуществление
производственной деятельности в результате аварии (определяется
масштабом аварии и видом производственной деятельности, в
предварительных оценках выбирается равным одному году), год;
N13
- количество юридических лиц, понесших имущественные потери в
результате аварии радиационного характера;
К131 - коэффициент,
учитывающий
стоимостную
долю
полных
(безвозвратных) потерь движимого имущества юридических лиц с
учетом структуры их производственной деятельности, принимается
равным от 0 до 1,5;
m13
- средняя стоимостная оценка имущества, приходящаяся на одно
юридическое лицо (оргтехника, компьютеры, автомашины и др.);
К132 - коэффициент, учитывающий среднюю обеспеченность и долю
полных
(безвозвратных)
потерь
недвижимого
имущества
юридического лица (офисы), принимается равным от 0 до 0,5;
50
М13 - средняя
стоимостная
оценка
недвижимого
имущества,
приходящаяся на одно юридическое лицо в регионе, затронутом
аварией. Это значение сильно зависит от конкретного региона и
должно
оцениваться
на
основании
местных
социально-
экономических данных.
Одним из последствий радиационной аварии на АЭС, является загрязнение
прилегающих
территорий. Если такому загрязнению подверглись земли
сельскохозяйственного назначения, то в этом случае ущерб не сводится только к
их
дезактивации,
но
также
включает
затраты
на
их
возврат
в
сельскохозяйственное использование и/или ущерб от вывода земель из
сельскохозяйственного оборота. Оценка соответствующего экономического
ущерба (от вывода земель из сельскохозяйственного оборота) производится по
формуле [73]:
G14 
N 14  S 14  T14
,
Tr
(2.7)
где: N14 - норматив стоимости земли, используемой в сельскохозяйственном
производстве, млн. руб./км2;
S14
- площадь земельного участка, выведенного из сельскохозяйственного
оборота вследствие радиоактивного загрязнения, км2;
T14 - время
недоиспользования
производство
(определяется
участка
под
масштабом
сельскохозяйственное
аварии
и
видом
сельскохозяйственной деятельности, в предварительных оценка
выбирается равным одному году), лет. При длительном выведении
земли из оборота на время, большее десяти лет можно считать, что
T14 = 20 лет [73];
Tr
- нормативный срок окупаемости участка земли, используемого для
сельскохозяйственного производства без коренного улучшения его
качества; в среднем в России в настоящее время равен 20 годам [73].
51
При оценке соответствующего экономического ущерба от вывода из
использования вследствие радиоактивного загрязнения любых других земель
природопользования в качестве нормативов стоимости этих земель должны
использоваться утвержденные местными органами власти цены на землю и
нормативные сроки окупаемости земель в диапазоне 10-50 лет (в зависимости от
назначения их использования).
Расчет ущерба лесам и природным ландшафтам проводится по формуле
[73]:
G 2   S i  Wi ,
i
где: Wi
Si
(2.8)
- потеря природного ресурса i в натуральных показателях;
- удельная стоимость природного ресурса i.
В ряде случаев в результате загрязнения объектов окружающей среды (леса,
водоемы и т.п.) могут быть наложены ограничения на их использование (запрет
сбора ягод, грибов, ловли рыбы и др.). Этот вид ущерба местоспецифичен и
может быть оценен только при рассмотрении конкретной площадки, окружающей
территории и местных условий. Источником информации о параметрах и
исходных данных являются данные Госкомстата России [75].
Согласно [73], ущерб от причинения вреда здоровью персонала и АЭС
оценивается аналогично ущербу в результате причинения вреда здоровью
населения:
G31  Ec  Ly ,
где: Ec
Ly
(2.9)
- коллективная эффективная доза персонала, чел.-Зв;
- денежный эквивалент потери одного года жизни лицом из
персонала на единицу коллективной эффективной дозы, млн.
руб./чел.-Зв.
Расчет величины Ес проводится по формуле [73]:
52
Ec  0.02  ( N 1  N 2 )  0.2 N 2 ,
где: N1
N2
(2.10)
- численность персонала АЭС;
- численность
персонала,
занятого
в
ликвидации
аварии
в
соответствии с Планом мероприятий по защите персонала в случае
радиационной аварии на АЭС.
Согласно ОПБ-88/97 [70], прямой ущерб АЭС, а также ущерб от
недовыработки продукции выражаются в рублях и ценах расчетного года. В
качестве расчетного принимается год, в котором производится оценка ущерба.
Считается также, что авария реализуется в этом же (расчетном году).
Оценка прямого экономического ущерба АЭС в случае аварии без вывода
блока из эксплуатации осуществляется на основании следующих положений [70].
1) Ущерб определяется (оценивается) затратами, необходимыми для
полного восстановления работоспособности АЭС.
2) Предполагается, что рассматриваемая авария происходит на одном
блоке. В качестве такого (аварийного) блока принимается блок с
наибольшим отработанным ресурсом.
3) Указанные в п.1 затраты определяются на основании сметных расчетов
согласно перечню работ, необходимых для полного восстановления
работоспособности АЭС.
4) Если ремонтно-восстановительные работы выполняются в течение ряда
лет, то соответствующие годовые затраты суммируются в течение
периода проведения работ с учетом приведения (дисконтирования) к
расчетному году, принимаемому за «нулевой».
5) При оценке общей суммы затрат на восстановление следует учитывать
непредвиденные расходы. При отсутствии специально выполненной
оценки и обоснования этих расходов они могут быть приняты в размере
20% от суммарной стоимости ремонтно-восстановительных работ.
53
На основании изложенных выше положений прямой экономический ущерб
АЭС G32 в результате рассматриваемой аварии (затраты на проведение ремонтновосстановительных работ) определяется выражением [73]:
n
G32   C i  Z нп ,
(2.11)
i 1
Ti
C i   C it  ( 1  E ) t ,
(2.12)
t 1
где: Сi - стоимость вида работы i, определяемая с учетом стоимости труда,
оборудования и материалов, необходимых для проведения данной
работы;
Zнп - непредвиденные расходы (при отсутствии специально выполненной
оценки и обоснования непредвиденных расходов они могут быть
приняты
в
размере
20%
от
суммарной
стоимости
ремонтно-
восстановительных работ);
n
- число видов ремонтно-восстановительных работ;
Тi - продолжительность работы i (в годах);
Сit - затраты на проведение работы i в год t;
Е - годовая норма дисконта (в относительных единицах), рекомендуемое
значение 0,08 [73].
В случае отсутствия информации о продолжительности ремонтновосстановительных работ (Ti), а также, если продолжительность этих работ не
превышает одного года, допускается оценка ущерба непосредственно по формуле
(2.11) без учета дисконтирования.
Оценка прямого экономического ущерба АЭС от аварии, приводящей к
выводу блока из эксплуатации, выполняется на основе приводимых ниже
исходных положений [73].
1) Аварийный блок (или АЭС в целом) выводится из эксплуатации и не
подлежит восстановлению.
54
2) Оценка прямого экономического ущерба АЭС осуществляется на основе
оценок затрат на плановый (расчетный, заранее планируемый) вывод из
эксплуатации блока АЭС по истечению расчетного срока эксплуатации
Zвп.
3) Помимо
указанных
затрат
следует
учитывать
дополнительные
(аварийные) затраты Zав, которые определяются соответствующими
сметными расчетами, отражающими специфику конкретной АЭС (на
которой произошла авария). В случае отсутствия такой возможности
указанные затраты оцениваются равными 20% затрат на плановый вывод
энергоблоков АЭС из эксплуатации (при безаварийной работе).
4) Считается, что указанные в пунктах 2 и 3 затраты Zвп, Zав приведены к
году реализации аварии («расчетному» году).
5) При оценке прямого ущерба АЭС от рассматриваемой аварии следует
учитывать, что затраты на вывод из эксплуатации должны быть сделаны
в любом случае, даже при безаварийной эксплуатации АЭС до конца
срока службы. Таким образом, ущерб от тяжелой аварии определяется
экономическим эффектом от приближения во времени затрат на снятие с
эксплуатации (а также их увеличением за счет аварийных затрат Zав,
указанных в пункте 3).
С учетом приведенных выше положений прямой экономический ущерб
АЭС от рассматриваемой аварии G33 определяется по выражению [73]:


1
G 33  Z вп 1 
 Z ав ,
T 
(
1

E
)


f
где: Tf
(2.13)
- последний год плановой эксплуатации АЭС (при счете лет от
расчетного года, принимаемого за нулевой).
Затраты на дезактивацию помещений и территорий включают две
составляющие [73]:
55
- Затраты на проведение обследования загрязненных радионуклидами
помещений и территорий G351.
- Затраты на дезактивацию территорий и помещений G352.
Экономический ущерб при этом оценивается как сумма затрат по формуле
[73]:
G35  G351  G352 .
(2.14)
Затраты на проведение обследования загрязненных радионуклидами помещений и территорий с целью определения уровня их радиоактивного
загрязнения, мощности дозы и плотности -загрязнения оцениваются как сумма
затрат по различным видам работ по формуле [73]:
G351   y 351  S 351 ,
где: y351
S351
(2.15)
- удельная стоимость проведения работ;
- площадь проведения работ, м2.
Для наиболее вероятной аварии S351 - площадь помещений зоны
контролируемого доступа аварийного энергоблока,
Для наиболее опасной аварии S351 - площадь всех помещений аварийного
энергоблока.
Затраты на дезактивацию площадки АЭС могут быть оценены на основе
нормативов трудозатрат. Затраты на дезактивацию территории промплощадки
определяются площадью загрязненной территории, характером работ и их
стоимостью. При расчете затрат следует использовать расценки на различные
виды работ. Структура затрат принимается типовой, характерной для предприятий, выполняющих соответствующие работы. Поскольку такие предприятия
имеются во всех регионах России, то для конкретных расчетов целесообразно
брать соответствующие затраты предприятий, находящихся в регионах [73].
56
Экономический ущерб при этом оценивается как сумма затрат по различным
видам работ по формуле [73]:
G352   y 352  S 352 ,
где: y352
- удельная
стоимость
проведения
(2.16)
работ
(на
основе
данных
предприятий, выполняющих соответствующие работы);
S352
- площадь проведения работ, м2.
Затраты на обращение с радиоактивными отходами. Объем радиоактивных
отходов, подлежащих захоронению, определяется в каждом конкретном случае
для определенного сценария аварии и ее последствий, с учетом рекомендуемых
методов дезактивации помещений и территорий [73].
Экономический ущерб рассчитывается как сумма затрат по различным
видам работ [73]:
G36   y 36  S 36 ,
где: y36
(2.17)
- цена единицы данного вида работ;
- объем вида работ.
S36
Затраты на ликвидацию последствий аварии за пределами территории АЭС.
Эта категория ущерба (затраты на защитные мероприятия и ликвидацию
последствий аварии) в зависимости от уровня радиоактивного загрязнения может
включать:
- Отселение жителей из загрязненных районов и их обустройство на новом
месте и связанные с ними затраты на создание новых рабочих мест для
переселенцев.
- Затраты на дезактивацию зданий, помещений, территорий разного
назначения.
- Затраты на сельскохозяйственные защитные меры.
57
- Затраты на организацию безопасного проживания на территориях с
загрязнением ниже уровня отселения.
Затраты на отселение G41 включают затраты на проведение следующих
мероприятий [73]:
- Отселение жителей из загрязненных районов.
- Обустройство переселенцев на новом месте.
- Создание новых рабочих мест для переселенцев.
Затраты на отселение G41 определяются по формуле [73]:
G41   yi  N i ,
(2.18)
i
где: yi - удельные затраты на одного человека, попадающего под мероприятие i;
Ni - число людей, подпадающих под мероприятие i.
Затраты на реабилитацию загрязненных территорий включают две
составляющие [73]:
- Затраты на проведение обследования загрязненных радионуклидами
территорий.
- Затраты на дезактивацию территорий.
Затраты
на
проведение
обследования
радиоактивно
загрязненных
территорий рассчитываются как сумма затрат по различным видам работ i по
следующей общей формуле [73]:
G421   y421i  S 421i ,
(2.19)
где: y421i - удельная стоимость проведения работ вида i, руб./км2;
S421i - площадь проведения работ вида i, км2.
Затраты на дезактивацию территорий за пределами площадки АЭС могут
быть оценены на основе нормативов трудозатрат из работ. Затраты на
дезактивацию территории определяются площадью загрязненной территории,
характером работ и их стоимостью. При расчете затрат следует использовать
58
расценки на различные виды работ. Структура затрат принимается типовой,
характерной для всех предприятий, выполняющих соответствующие работы.
Поскольку такие предприятия имеются во всех регионах России, то для
конкретных
расчетов
целесообразно
брать
соответствующие
затраты
предприятий, находящихся в регионах [73].
Экономический ущерб при этом оценивается как сумма затрат по
различным видам работ по следующей общей формуле [73]:
G422   y422i  S 422i ,
где: y422i - удельная
стоимость
проведения
(2.20)
работ
(на
основе
данных
предприятий, выполняющих соответствующие работы), руб./км2;
S422i - площадь проведения работ, км2.
Оценка величин S421 и S422 выполняется в соответствии с [73].
2.7.3. Определение показателей степени риска для персонала и населения
При определении показателей степени риска для персонала и населения
применяются следующие понятия:
- Возможное количество погибших - возможное количество людей,
которые в результате аварий получили дозы облучения, приводящие к
ранним детерминированным эффектам (ранним смертям).
- Возможное количество пострадавших - возможное количество людей,
которые в результате аварий получили дозы облучения, приводящие к
отсроченным стохастическим эффекта (отсроченным смертям).
- Индивидуальный риск для персонала объекта - значение риска с учетом
частоты реализации сценария аварий.
- Индивидуальный риск для населения на прилегающей территории значение риска с учетом частоты реализации сценария аварий.
59
- Коллективный риск - ожидаемое количество пострадавших (погибших)
людей (персонала и населения) с учетом частоты реализации сценария
аварий.
Определение доз облучения населения вокруг АЭС и социальных рисков
проводится на основании статистически обработанных многолетних данных о
метеоусловиях, характерных для зоны АЭС.
Выброс
радиоактивных
веществ
в
окружающую
среду
считается
кратковременным, дополнительный подъем облака вследствие плавучести не
учитывается. При оценке доз облучения населения учитываются три пути
облучения:
- Облучение от облака.
- Облучение от загрязненной поверхности земли.
- Прямая ингаляция.
Результатом оценки радиационных последствий аварии на персонал (для
среднестатистического взрослого человека со средней радиочувствительностью)
является годовая эффективная доза облучения.
Результатом оценки радиационных последствий аварии на население (для
среднестатистического взрослого человека со средней радиочувствительностью)
являются:
- Поглощенная доза внешнего облучения всего тела и внутреннего
облучения щитовидной железы при ингаляции на начальном этапе
(первые 10 суток) аварии.
- Годовая эффективная доза облучения.
Расчет
доз
облучения
проводится
с
помощью
Гауссовой
модели
рассеивания примеси в атмосфере, на оси распространения радиоактивного
облака на различных расстояниях от источника выброса:
- Для персонала в пределах санитарно-защитной зоны - 200, 300, 400, 500,
600, 700, 800, 900, 1000 м.
- Для населения - 3, 5, 10, 15, 20, 30, 40, 50, 100 км.
60
Комплектование персоналом на АЭС проводится в соответствии с
перспективным и текущим планом комплектования.
Облучение людей (персонал и население) может приводить к появлению
различных неблагоприятных эффектов для здоровья людей, при этом, тяжесть и
вероятность появления того или иного эффекта определяется величиной дозы и
группой органов, в наибольшей степени подвергшихся облучению.
Ранние пороговые (нестохастические) эффекты обусловлены острым
лучевым поражением (большими дозами, превышающими определенный предел
и полученными в течение достаточно короткого времени) различных органов.
Проявление таких эффектов происходит за период от нескольких часов до
нескольких недель после облучения, а вероятность проявления и тяжесть их
зависит от величины дозы.
Влияние на здоровье рассчитывается исходя из доз на отдельные органы,
используя дозовые коэффициенты. Ранние последствия и смертельные исходы
(которые случились в течение первого года после аварии) оцениваются при
помощи нелинейных моделей доза-отклик.
Возможные отсроченные эффекты на здоровье (смертельные, связанные с
заболеванием раком) могут возникнуть у облученного населения после различных
периодов времени в течение многих лет. Вклад в латентные (скрытые) эффекты
на здоровье будут вносить как ранние, так и хронические пути облучения.
Отсроченные заболевания раком оцениваются с использованием отдельных
частей линейной модели доза-отклик, которая является дискретной.
Для вычислений ранней смерти рассматриваются три органа [103]:
- Красный костный мозг.
- Легкие.
- Нижняя часть толстой кишки.
Кроме них для вычисления ранних заболеваний рассматриваются желудок,
легкие, кожа и щитовидная железа и т.д. [102, 103].
61
Оценки риска ранних и отсроченных смертей на различных расстояниях от
источника аварийного выброса вместе с информацией о загрязненности
поверхности земли и распределении плотности населения позволяют дать оценки:
- Площади земли, временно выведенной из землепользования, м2 (га).
- Площади земли, полностью выведенной из землепользования, м2 (га).
- Количества ранних смертей среди населения, чел.
- Количества отсроченных смертей из-за стохастических эффектов среди
населения, чел.
- Коллективной дозы облучения населения, чел.-Зв.
По определению риск летального исхода - произведение частоты категории
выбросов
радиоактивных
веществ
на
количество
летальных
исходов,
определенное для данной категории выбросов радиоактивных веществ.
Так определяются:
- Риск ранних смертей.
- Риск отсроченных смертей.
- Общий риск смертей
- Риск коллективной дозы.
- Риск загрязнения земли, временно запрещенной к использованию, для
каждого сценария развития аварий, га на реактор в год.
- Риск загрязнения земли, выведенной из землепользования, для каждого
сценария развития аварий, га на реактор в год.
В перечень итоговых данных, полученных в результате проведения
количественных оценок риска для АЭС, рекомендуется включать все расчетные
показатели, полученные в результате выполнения расчетов. К таким показателям
относятся:
1. Оценка количества ранних и отдаленных смертей среди персонала.
2. Оценки риска ранних и отдаленных смертей среди персонала.
3. Оценка количества ранних и отдаленных смертей среди населения.
4. Оценки риска ранних и отдаленных смертей среди населения.
62
5. Экономический ущерб в результате причинения вреда жизни и здоровью
населения.
6. Затраты на эвакуацию и переселение населения.
7. Потери
сельскохозяйственного
производства
при
загрязнении
территорий вследствие аварий (вывод земель из хозяйственного
использования, недополучение продукции).
2.8. Заключение и выводы ко второй главе
В данной главе приведены показатели степени риска, описана концепция
оценок риска, рассмотрены ограничения и допущения для оценки показателей
риска. В главе описаны исходные данные и применяемые методы для оценки
показателей
риска,
определены
технические
и
социально-экономические
показатели риска.
Представленная методика оценки показателей риска АЭС обобщает
зарубежный и отечественный опыт по проведению вероятностного анализа
безопасности и оценок риска. Методика может быть применима не только к АЭС,
но и к другим предприятиям Государственной корпорации по атомной энергии
«Росатом».
63
3. Оценки риска АЭС
Сравнительный анализ опасности различных объектов показывает, что риск
смертельных поражений от выбросов АЭС при нормальной их работе в 400 раз
меньше, чем от выбросов вредных веществ, источниками которых являются
тепловые электростанции [79]. Поэтому эксперты-специалисты ставят ядерную
энергетику по степени опасности на 20-е место, в то время как неядерной
энергетике отводят 9-е место. Однако, несмотря на относительно малый риск
тяжелых аварий, выявлению возможности возникновения радиационных аварий,
их предотвращению и мерам по ликвидации последствий этих аварий придается
исключительно важное значение.
АЭС, вследствие накопления в процессе эксплуатации значительных
количеств радиоактивных продуктов и наличия принципиальной возможности
выхода их при авариях за предусмотренные границы, представляют собой
источник
потенциальной
воздействия
на
опасности
персонал,
или
население
и
источник
риска
окружающую
радиационного
среду.
Степень
радиационного риска прямо зависит от уровня безопасности АЭС. Безопасность
АЭС является одним из основных свойств АЭС, определяющих возможность их
использования в качестве источников тепловой и электрической энергии [1].
В данной главе проводится оценка риска вторых очередей Курской и
Смоленской АЭС.
В качестве примера для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС
соискателем была рассмотрена наиболее опасная авария «Потеря внешнего
энергоснабжения», частота исходного события - 7·10-8 1/реактор-год [102].
Глава состоит из четырех разделов. В разделах 3.1 и 3.2 проводится оценка
риска, соответственно, Смоленской и Курской АЭС. В разделе 3.3 представлены
основные рекомендации, разработанные в процессе проведения оценок риска. В
разделе 3.4 изложены заключение и выводы к главе.
64
3.1. Оценка риска Смоленской АЭС
3.1.1. Определение последствий аварии
Согласно НИР по оценке показателей риска 2 очереди Смоленской АЭС,
выполненной в АНО МЦЯБ при непосредственном участии соискателя [102], в
режиме нормальной эксплуатации энергоблоков Смоленской АЭС:
- Среднегодовая эффективная доза облучения персонала Смоленской АЭС
(собственного и прикомандированного) составляла в 2008 г. 2.1 мЗв, а
коллективная доза - 9,9 чел-Зв.
- Индивидуальный пожизненный риск для персонала равен 2.110-3 Зв
510-2 1/Зв=10-4, а коллективный риск 9.9 чел-Зв  510-2 1/Зв = 0.50 чел.
- Суммарная (природный фон + влияние Смоленской АЭС) эквивалентная
доза излучения на местности в зоне наблюдения (19 км) и санитарнозащитной зоне (1 км) составляла 1.2 мЗв/год.
- Суммарный пожизненный индивидуальный риск для населения 1.210-3
Зв 510-2 1/Зв = 610-5.
3.1.2. Определение показателей степени риска от аварии
В качестве примера для второй очереди Смоленской АЭС соискателем была
рассмотрена наиболее опасная авария «Потеря внешнего энергоснабжения»,
частота исходного события - 7·10-8 1/реактор-год [102, 103].
Исходные данные и методика анализа
Согласно НИР по корректировке паспорта безопасности Курской АЭС,
выполненной в АНО МЦЯБ при непосредственном участии соискателя [103],
оценка коллективных доз аварийного облучения проводится с учетом количества
населения в каждом кольцевом сегменте каждого из восьми секторов и
осредненной дозы облучения в центральной точке каждого кольцевого сегмента.
65
Облучение людей (персонал и население) может приводить к появлению
различных неблагоприятных эффектов для здоровья людей, при этом, тяжесть и
вероятность появления того или иного эффекта определяется величиной дозы и
группой органов, в наибольшей степени подвергшихся облучению [103].
Ранние пороговые эффекты обусловлены острым лучевым поражением
(большими дозами, превышающими определенный предел и полученными в
течение достаточно короткого времени) различных органов. Проявление таких
эффектов происходит за период от нескольких часов до нескольких недель после
облучения, а вероятность проявления и тяжесть их зависит от величины дозы
[103].
Влияние на здоровье рассчитывается, исходя из доз на отдельные органы и
используя дозовые коэффициенты. Ранние последствия и смертельные исходы
(которые случились в течение первого года после аварии) оцениваются при
помощи нелинейные модели доза-отклик [103].
Возможные отсроченные эффекты на здоровье (смертельные, связанные с
заболеванием раком) могут возникнуть у облученного населения после различных
периодов времени в течение многих лет. Вклад в скрытые эффекты на здоровье
будут вносить как ранние, так и хронические пути облучения. Отсроченные
заболевания раком оцениваются с использованием отдельных частей линейной
модели доза-отклик, которая является дискретной [103].
Модели риска здоровью на ранней стадии имеют следующий вид [103]:
RP  1  e  H ,
(3.1)
где: H=ln(2)(D/D50)β для DT1< D< DT2;
H=0; RР=0 для D<DT1;
RР=1 для D>DT2;
D
- эффективная доза, полученная поврежденным органом, Зв;
D50
- доза,
которая
может
вызвать
эффект
(ухудшенное
функционирование поврежденного органа или смерть) у половины
66
населения, подвергшемуся воздействию облучения, Зв (при D= D50
риск RР равен 0.5);
β
- параметр формы распределения. Увеличение
β приводит к
увеличению углового коэффициента графика зависимости риска RР
от дозы D;
DТ1 - нижний порог дозы, ниже которой эффект не наблюдается;
DТ2 - верхний порог дозы, выше которой вероятность эффекта 100%.
Значение
дозы
D50
зависит
от
мощности
дозы
D.
Вероятность
возникновения раннего эффекта на здоровье при низких мощностях дозы ниже,
чем при больших. Это факт следует учитывать при расчете ранних эффектов в
случае, если доза облучения получена в течение длительного периода времени
[103].
Совокупный риск ранней смерти вычисляется в предположении, что
каждый случай является независимым событием. Обозначив через RКМ, RЛ, RЖКТ
вычисленные риски ранней смерти от повреждения красного костного мозга,
легких и желудочно-кишечного тракта, суммарный риск можно найти по
выражению [103]:
RP  1  ( 1  RКМ )( 1  RЛ )( 1  R ЖКТ ).
(3.2)
Учитывая, что 1-Rорган=exp(-Hорган), получаем выражение для определения
суммарного риска ранней смерти [103]:
RP  1  exp(  H КМ  H Л  H ЖКТ )  1  exp(  H ),
(3.3)
где: H= HКМ + HЛ + HЖКТ. Это значит, что суммарная опасность H равна сумме
опасностей для каждого органа.
Наконец, следует отметить, что значение дозы D50 может зависеть от уровня
общепринятой медицинской терапии. Обычно различают три уровня терапии:
минимальная, поддерживающая, интенсивная [103].
67
Тяжесть стохастических эффектов в отличие от пороговых не зависит от
дозы, полученной индивидуумом. От величины дозы D зависит только риск RСТ
возникновения таких эффектов. Стохастические эффекты могут проявляться в
течение десятилетий после облучения, и зависимость их возникновения от
величины дозы имеет беспороговый характер. Чаще всего принимается линейная
зависимость, дающая, как считается, консервативную оценку индивидуального
риска RСТ, в виде [103]:
RСТ  K  D ,
(3.4)
где: К - коэффициент риска, равный средней индивидуальной вероятности
смерти в результате облучения, отнесенный к дозе 1 Зв.
Если известна коллективная доза облучения ЕС чел.Зв, то ожидаемое
полное число случаев смерти N человек в коллективе облученных людей
определяется по выражению [103]:
N  K  EC .
(3.5)
Полученные оценки рисков ранних и отсроченных смертей на различных
расстояниях от источника аварийного выброса вместе с информацией о
загрязненности поверхности земли и распределении плотности населения
позволяют дать оценки [103]:
- Площади земли, временно выведенной из землепользования, м2 (га).
- Площади земли, полностью выведенной из землепользования, м2 (га).
- Количества ранних смертей NР среди населения, человек.
- Количества отсроченных смертей из-за стохастических эффектов NСТ
среди населения, человек.
- Коллективной дозы облучения населения ЕС, чел.Зв.
68
По определению риск летального исхода - произведение частоты категории
выбросов
радиоактивных
веществ
на
количество
летальных
исходов,
определенное для данной категории выбросов радиоактивных веществ [103].
Таким образом, определяются [103]:
- Риск ранних смертей
RP  N P  f i
i
(3.6)
i
для каждого сценария развития аварии с частотой fi, человек на реактор в год.
- Риск отсроченных смертей
RCT  N CT  f i
i
(3.7)
i
для каждого сценария развития аварии с частотой fi, человек на реактор в год.
- Общий риск смертей
R  RP  RCT
i
i
i
(3.8)
для каждого сценария развития аварии с частотой fi, человек на реактор в год.
- Риск коллективной дозы
RE  E c  f i
C
(3.9)
для каждого сценария развития аварии с частотой fi, чел.Зв на реактор в год.
- Риск загрязнения земли, временно запрещенной к использованию, для
каждого сценария развития аварии с частотой fi, га на реактор в год.
- Риск загрязнения земли, выведенной из землепользования, для каждого
сценария развития аварии с частотой fi, га на реактор в год.
В перечень итоговых данных, полученных в результате проведения
количественных оценок риска для АЭС, рекомендуется включать все расчетные
69
показатели, полученные в результате выполнения расчетов. К таким показателям
относятся [103]:
1. Оценка количества ранних и отдаленных смертей среди персонала;
2. Оценка риска ранних и отдаленных смертей среди персонала;
3. Оценка количества ранних и отдаленных смертей среди населения;
4. Оценка риска ранних и отдаленных смертей среди населения;
5. Экономический ущерб в результате причинения вреда жизни и здоровью
населения;
6. Затраты на эвакуацию и переселение населения;
7. Потери
сельскохозяйственного
производства
при
загрязнении
территорий вследствие аварии (вывод земель из хозяйственного
использования, недополучение продукции).
Для
Смоленской
АЭС
вероятность
направления
распространения
радиоактивных веществ по сторонам света определяется по розе ветров по
данным наблюдений метеостанции г. Ельня для восьми основных румбов
(таблица 3.1). Плотность населения вне 30-км зоны принята (за исключением г.
Рославль) средней для региона Смоленской АЭС - 5,5 чел./км2 [102].
Таблица 3.1 - Вероятность направления распространения радиоактивных веществ по
сторонам света для Смоленской АЭС
Румб
Повторяемость направления ветра, %
С
8.5
СВ
8.6
В
12.0
ЮВ
11.8
Ю
16.8
ЮЗ
15.9
З
14.0
СЗ
12.4
Всего:
100
На рисунке 3.1 приведена роза ветров - вероятность направления
распространения радиоактивных веществ по сторонам света для Смоленской
АЭС.
70
Рисунок 3.1 - Роза ветров - вероятность направления распространения радиоактивных
веществ по сторонам света для Смоленской 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.
Для осуществления
кадрами
соответствующей
деятельности Смоленская
квалификации.
Общая
АЭС укомплектована
численность
персонала
Смоленской АЭС на начало 2012 г. составила 4393 чел. [102]. Численность
оперативного персонала - 1142 чел., укомплектованность составляет 99% [102].
Численность ремонтного персонала - 1577 чел., укомплектованность составляет
93,8% [102].
Определение показателей степени риска для аварии «Потеря системы
внешнего энергоснабжения»
Показатели степени риска для персонала
Для оценки радиационных последствий аварий принято, что событие
происходит в момент начала работы дневной смены длительностью 8 час и в
71
пределах санитарно-защитной зоны находится максимальная работающая смена с
учетом специальной и пожарной охраны - 2350 чел. на Смоленской АЭС [102] и
7368 чел. на Курской АЭС [102].
Расчет доз облучения персонала и населения на различных расстояниях от
источника выброса радионуклидов выполнялся с использованием МУ 2.6.1.215306 [76].
При
распространении
радиоактивного
облака
максимальные
дозы
облучения формируются на расстоянии от 600 м до 1000 м от источника выброса
(таблица 3.2) [102, 103].
Таблица 3.2 - Оценка эффективных доз облучения персонала при аварии «Потеря
внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС
Расстояние от источника выброса, км
Эффективная доза облучения, мЗв
0,2
1.0∙10-3
0,3
4.1∙10-1
0,4
2.7∙100
0,5
5.7∙100
0,6
7.8∙100
0,7
8.7∙100
0,8
8.8∙100
0,9
8.6∙100
1,0
8.1∙100
Графическое представление оценки эффективных доз облучения персонала
при аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС приведено
на рисунке 3.2.
72
Рисунок 3.2 - Графическое представление оценки эффективных доз облучения персонала при аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Смоленской АЭС
73
На рисунке 3.3 представлен ситуационный план - прогнозируемая доза
облучения персонала при аварии «Потеря системы внешнего энергоснабжения»
на Смоленской АЭС.
Рисунок 3.3 - Ситуационный план - прогнозируемые дозы облучения персонала при
аварии «Потеря системы внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС: ось X количество персонала, находящееся на данном расстоянии от источника выброса; ось Y расстояние от источника выброса, км; ось Z - эффективная доза облучения, мЗв
Консервативно полагая, что весь персонал находится (равномерно
распределен) в кольце, ограниченном окружностями с радиусами 1000 м и 600 м,
можно оценить среднюю индивидуальную эффективную дозу облучения за 8 час
величиной 8,5 мЗв, при этом коллективная аварийная доза персонала составляет
20 чел-Зв [102].
Показатели степени риска для населения
Для оценки радиационных последствий аварии выполнены расчеты годовых
эффективных доз облучения населения (таблица 3.3) [102, 103].
74
Расчет доз облучения персонала и населения на различных расстояниях от
источника выброса радионуклидов выполнялся с использованием МУ 2.6.1.215306 [76].
Таблица 3.3 - Оценка средних суммарных эффективных годовых доз облучения населения
при аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» для Смоленской АЭС
Расстояние от АЭС, км
Годовая эффективная доза облучения, мЗв
3-5
9.1
5-10
3.8
10-15
1.4
15-20
0.79
20-30
0.46
30-40
0.26
40-50
0.17
50-100
0.09
Графическое представление оценки средних суммарных эффективных
годовых
доз
облучения
населения
при
аварии
«Потеря
энергоснабжения» на Смоленской АЭС приведено на рисунке 3.4.
внешнего
75
Рисунок 3.4 - Графическое представление оценки средних суммарных эффективных годовых доз облучения населения при аварии
«Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС
76
На рисунке 3.5 представлен ситуационный план - значения суммарной
эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения населения при аварии
«Потеря системы внешнего энергоснабжения» для Смоленской АЭС.
Рисунок 3.5 - Ситуационный план - значения суммарной эффективной дозы внешнего и
внутреннего облучения населения при аварии «Потеря системы внешнего
энергоснабжения» для Смоленской АЭС: ось X - количество населения, проживающего на
данном расстоянии от АЭС; ось Y - расстояние от АЭС, км; ось Z - годовая эффективная
доза облучения, мЗв
3.1.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря
внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС
В данном разделе приведены результаты расчетов радиационного и
экономического рисков от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на
Смоленской АЭС. Расчеты средней индивидуальной эффективной дозы,
индивидуального риска смерти на 1 аварию и индивидуального риска смерти с
учетом частоты инициирующих событий (таблица 3.4) проводились по формулам
77
(3.1-3.9). Расчет ущерба (таблица 3.5) проводился по формуле (2.9). Расчет
коллективной дозы персонала и населения проводился по формуле (2.10).
Результаты расчетов приведены в таблицах 3.4 и 3.5.
Таблица 3.4 - Показатели радиационного риска от аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Смоленской АЭС
Показатель
Значение
Частота, 1/год
710-8
Средняя индивидуальная эффективная доза, Зв:
Персонал
8.510-3
Население
1.310-3
Индивидуальный риск смерти на 1 аварию (отдаленные эффекты), 1/год
Персонал
4.310-4
Население
6.410-5
Индивидуальный риск смерти с учетом частоты инициирующих событий, 1/год
Персонал
310-11
Население
4.510-12
Таблица 3.5 - Показатели экономического риска от аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Смоленской АЭС
Показатель
Значение
Частота, 1/год
710-8
Численность, чел:
Персонал
2 350
Население
257 412
Коллективная доза, челЗв:
Персонал
20
Население
330
Ущерб, млн. руб.:
Персонал
6
Население
99
3.1.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Смоленской АЭС
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
78
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 7∙10-8 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.
- Возможное количество пострадавших (отдаленные последствия) - 6
человек.
- Коллективный риск (математическое ожидание потерь) - ожидаемое
количество пострадавших среди населения в результате аварии за 1 год
составляет 1,410-7 чел./год.
- Средняя индивидуальная годовая доза - 1.310-3 Зв.
- Индивидуальный риск отдаленных последствий - 6.410-5.
79
- Индивидуальный риск отдаленных последствий с учетом вероятности
события - 10-12.
- Возможное
количество
населения
с
нарушением
условий
жизнедеятельности 33 000 чел. в пределах 5 км от источника выброса.
- Площадь зон действия поражающих факторов при реализации сценария
развития аварии - 7,810+7 м2.
Суммарный коллективный риск (математическое ожидание потерь) ожидаемое количество пострадавших и погибших среди персонала и населения в
результате аварии за 1 год составляет 2,110-7 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.
3.2. Оценка риска Курской АЭС
3.2.1. Определение последствий аварии
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 2.3·10-3
Зв510-2 1/Зв=10-4, а коллективный риск 13.1 чел-Зв5∙10-2 1/Зв=0.66 чел.
80
- Суммарная (природный фон + влияние Курской АЭС) эквивалентная
доза излучения на местности в зоне наблюдения (19 км) и санитарнозащитной зоне (1.7 км) составляла 1.26 мЗв/год.
- Суммарный пожизненный индивидуальный риск для населения 1.2610-3
Зв 510-2 1/Зв = 6.310-5.
3.2.2. Определение показателей степени риска от аварии
В качестве примера для второй очереди Курской АЭС соискателем была
рассмотрена наиболее опасная авария «Потеря внешнего энергоснабжения»,
частота исходного события - 7·10-8 1/реактор-год [103].
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.
Таблица 3.6 - Вероятность направления распространения радиоактивных веществ по
сторонам света для Курской АЭС
Румб
Повторяемость направления ветра, %
С
5.5
СВ
4.9
В
16.5
ЮВ
9.1
Ю
15.9
ЮЗ
10.4
З
28.7
СЗ
9.0
Всего:
100
На рисунке 3.6 приведена роза ветров - вероятность направления
распространения радиоактивных веществ по сторонам света для Курской АЭС.
81
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].
Определение показателей степени риска для аварии «Потеря системы
внешнего энергоснабжения»
Показатели степени риска для персонала
Для оценки радиационных последствий аварий принято, что событие
происходит в момент начала работы дневной смены длительностью 8 час и в
пределах санитарно-защитной зоны находится максимальная работающая смена с
учетом специальной и пожарной охраны -7368 чел. [103].
82
Расчет доз облучения персонала и населения на различных расстояниях от
источника выброса радионуклидов выполнялся с использованием МУ 2.6.1.215306 [76].
При
распространении
радиоактивного
облака
максимальные
дозы
облучения формируются на расстоянии от 600 м до 1000 м от источника выброса
(таблица 3.7) [103].
Таблица 3.7 - Оценка эффективных доз облучения персонала при аварии «Потеря
внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС
Расстояние от источника выброса, км
Эффективная доза облучения, мЗв
0,2
1.03∙10-3
0,3
4.13∙10-1
0,4
2.73∙100
0,5
5.72∙100
0,6
7.75∙100
0,7
8.67∙100
0,8
8.83∙100
0,9
8.57∙100
1,0
8.10∙100
Графическое представление оценки эффективных доз облучения персонала
при аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС приведено на
рисунке 3.7.
83
Рисунок 3.7 - Графическое представление оценки эффективных доз облучения персонала при аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Курской АЭС
84
На рисунке 3.8 представлен ситуационный план - прогнозируемая доза
облучения персонала при аварии «Потеря системы внешнего энергоснабжения»
на Курской АЭС.
Рисунок 3.8 - Ситуационный план - прогнозируемые дозы облучения персонала при
аварии «Потеря системы внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС: ось X количество персонала, находящееся на данном расстоянии от источника выброса; ось Y расстояние от источника выброса, км; ось Z - эффективная доза облучения, мЗв
Консервативно полагая, что весь персонал находится (равномерно
распределен) в кольце, ограниченном окружностями с радиусами 1000 м и 600 м,
можно оценить среднюю индивидуальную эффективную дозу облучения за 8 час
величиной 8,5 мЗв, при этом коллективная аварийная доза персонала составляет
63 чел∙Зв [103].
Показатели степени риска для населения
Для оценки радиационных последствий аварии выполнены расчеты годовых
эффективных доз облучения населения (таблица 3.8) [103].
85
Расчет доз облучения персонала и населения на различных расстояниях от
источника выброса радионуклидов выполнялся с использованием МУ 2.6.1.215306 [76].
Таблица 3.8 - Оценка средних суммарных эффективных годовых доз внешнего и
внутреннего облучения взрослого населения при аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» для Курской АЭС
Расстояние от АЭС, км
Годовая эффективная доза облучения, мЗв
3-5
4,4
5-10
1,8
10-15
0,7
15-20
0,4
20-30
0,2
30-40
0,1
40-50
0,1
50-100
0,04
Графическое представление оценки средних суммарных эффективных
годовых
доз
облучения
населения
при
аварии
«Потеря
энергоснабжения» на Курской АЭС приведено на рисунке 3.9.
внешнего
86
Рисунок 3.9 - Графическое представление оценки средних суммарных эффективных годовых доз облучения населения при аварии
«Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС
87
На рисунке 3.10 представлен ситуационный план - значения суммарной
эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения населения при аварии
«Потеря системы внешнего энергоснабжения» для Курской АЭС.
Рисунок 3.10 - Ситуационный план - значения суммарной эффективной дозы внешнего и
внутреннего облучения населения при аварии «Потеря системы внешнего
энергоснабжения» для Курской АЭС: ось X - количество населения, проживающего на
данном расстоянии от АЭС; ось Y - расстояние от АЭС, км; ось Z - годовая эффективная
доза облучения, мЗв
3.2.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря
внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС
В данном разделе приведены результаты расчетов радиационного и
экономического рисков от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на
Курской
АЭС.
Расчеты
средней
индивидуальной
эффективной
дозы,
88
индивидуального риска смерти на 1 аварию и индивидуального риска смерти с
учетом частоты инициирующих событий (таблица 3.9) проводились по формулам
(3.1 - 3.9). Расчет ущерба (таблица 3.10) проводился по формуле (2.9). Расчет
коллективной дозы персонала и населения проводился по формуле (2.10).
Результаты расчетов приведены в таблицах 3.9 и 3.10.
Таблица 3.9 - Показатели радиационного риска от аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Курской АЭС
Показатель
Значение
Частота, 1/год
710-8
Средняя индивидуальная эффективная доза, Зв:
Персонал
8.510-3
Население
2.510-4
Индивидуальный риск смерти на 1 аварию (отдаленные эффекты), 1/год
Персонал
4.310-4
Население
1.310-5
Индивидуальный риск смерти с учетом частоты инициирующих событий, 1/год
Персонал
310-11
Население
8.810-13
Таблица 3.10 - Показатели экономического риска от аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Курской АЭС
Показатель
Значение
Частота, 1/год
710-8
Численность, чел:
Персонал
7 368
Население
1 365 132
Коллективная доза, челЗв:
Персонал
63
Население
339
Ущерб, млн. руб.:
Персонал
18.8
Население
102
3.2.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего
энергоснабжения» на Курской АЭС
Расчет доз облучения персонала и населения Курской АЭС выполнялся с
использованием МУ 2.6.1.2153-06 [76].
Анализ результатов расчетов доз облучения персонала в пределах
санитарно-защитной зоны (1 км) Курской АЭС показывает, что ранние смертные
89
случаи среди персонала исключатся, допускается 3 отсроченных смертных случая
[103].
Анализ результатов расчетов доз облучения населения в пределах 100 км
зоны вокруг Курской АЭС показывает, что:
- Ранние смертные случаи среди населения исключатся, допускается 17
отсроченных смертных случаев [103].
- Коллективный риск (математическое ожидание потерь) - ожидаемое
количество пострадавших среди населения в результате аварии за 1 год
составляет 1,310-6 чел/год [103].
- Площадь зон действия поражающих факторов при реализации сценария
развития аварии - 7,810+7 м2 [103].
Экономический ущерб в результате причинения вреда здоровью персонала,
который может проявиться в виде стохастических эффектов, составляет 18,8 млн.
руб. [103].
Экономический ущерб в результате причинения вреда здоровью населения,
который может проявиться в виде стохастических эффектов, составляет 102 млн.
руб. [103].
Относительная
погрешность
данных,
представленных
в
работе,
и
результатов расчета оценок риска АЭС с реактором типа РБМК-1000 не
превышает 0.15, что отвечает требованиям Федерального закона № 102-ФЗ [104],
а также ГОСТ Р ИСО 5725-2002 [105] и ГОСТ Р 8.563-2009 [106].
3.3. Основные рекомендации
1. Соискателем
предлагается
оценивать
совокупные
погрешности
результатов расчетов в виде среднеквадратичной ошибки по каждому
результату.
При
выполнении
оценок
погрешности
результатов
рекомендуется руководствоваться Федеральным законом № 102-ФЗ
[104], а также Государственными стандартами ГОСТ Р ИСО 5725-2002
[105] и ГОСТ Р 8.563-2009 [106].
90
2. Соискателем предлагается разделы 6 (Определение показателей степени
риска) и 8 (Анализ результатов оценок риска) методики [73]:
- в части действий персонала дополнить процедурой действий
персонала на начальной стадии аварии на АЭС. Эта процедура
должна быть разработана с учетом таких негативных опытов, как,
например, авария на Чернобыльской АЭС (Украина, 1986 г.) и
авария на АЭС Фукусима-1 (Япония, 2011 г.). При разработке
процедуры рекомендуется использовать методические подходы,
разработанные в [28];
- в части старения оборудования дополнить оценками результатов
диагностики и неразрушающего контроля, разработанными в [12,
13];
- в части защиты окружающей среды от распространения в ней
радионуклидов, накопленных в процессе работы реактора,
дополнить оценками прочности и надежности конструкций АЭС с
учетом возможных землетрясений и техногенных катастроф,
разработанными в [4-8, 14-16, 27].
3.4. Заключение и выводы к третьей главе
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 - 7·10-8
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
91
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
отсроченных
(для
смертных
Курской
случаев
АЭС).
среди
Количество
персонала
и
ранних
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.
92
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
93
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 - 7·10-8 1/реактор-год [102, 103].
4.1. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом
сегменте румба
4.1.1. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего
облучения населения в кольцевом сегменте румба
Ниже соискателем предложена формула, с помощью которой может быть
рассчитана годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом сегменте
румба, с учетом розы ветров.
При равномерном распределении населения в кольцевом сегменте румба
DE ( R) 
где: DE
PW R
  N 1 / 8 ( r )  DE ( year ) ( r )  dr ,
R 0
(4.1)
– годовая эффективная доза облучения (effective dose) населения в
кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров;
R,r
– расстояние от АЭС;
PW
– вероятность направления ветра (probability of the wind direction);
N1/8
– количество людей в румбе;
DE(year) – годовая эффективная доза облучения всего населения.
При дискретном распределении населения в кольцевом сегменте румба
94
k
DE ( R)  PW   N 1 / 8 ( i )  DE ( year )( i ) ,
(4.2)
i 1
где: DE
– годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом
сегменте румба, с учетом розы ветров;
R
– расстояние от АЭС;
PW
– вероятность направления ветра;
N1/8
– количество людей в румбе;
DE(year) – годовая эффективная доза облучения всего населения.
4.1.2. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом
сегменте румба
Расчет годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом
сегменте румба проводился с использованием данных, полученных соискателем
при выполнении работ по оценке риска вторых очередей Смоленской [102] и
Курской [103] АЭС.
В качестве примера для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС
соискателем была рассмотрена наиболее опасная авария «Потеря внешнего
энергоснабжения», частота исходного события - 7·10-8 1/реактор-год [102, 103].
Расчет проводился для дискретного распределения населения.
При расчете соискателем учитывалось, что средняя скорость ветра равна 3
м/с.
Расчет проводился для населения на расстоянии 3-30 км от АЭС.
В качестве исходных данных соискателем использовались следующие
показатели:
1. На расстоянии 3-10 км:
1.1. Смоленская АЭС:
- Годовая эффективная доза облучения населения - 9.810-3 Зв [102];
95
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [102]: 33000
чел. (на юго-востоке от АЭС). Во всех остальных румбах на
расстоянии 3-10 км населения нет.
1.2. Курская АЭС (реактор типа РБМК-1000):
- Годовая эффективная доза облучения населения - 4.110-3 Зв [103];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 435 чел. (на западе от АЭС) до 46620 чел. (на
юго-востоке от АЭС).
2. На расстоянии 10-15 км:
2.1. Смоленская АЭС:
- Годовая эффективная доза облучения населения - 1.110-3 Зв [102];
- Количество людей в каждом кольцевом сегменте румба, согласно
[102], консервативно принято 294 чел.
2.2. Курская АЭС:
- Годовая эффективная доза облучения населения - 6.810-4 Зв [103];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 184 чел. (на севере от АЭС) до 941 чел. (на
востоке от АЭС).
3. На расстоянии 15-20 км:
3.1. Смоленская АЭС:
- Годовая эффективная доза облучения населения - 5.910-4 Зв [102];
- Количество людей в каждом кольцевом сегменте румба, согласно
[102], консервативно принято 412 чел.
3.2. Курская АЭС:
- Годовая эффективная доза облучения населения - 2.510-4 Зв [103];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 755 чел. (на севере от АЭС) до 3114 чел. (на
юго-востоке от АЭС).
4. На расстоянии 20-30 км:
96
4.1. Смоленская АЭС:
- Годовая эффективная доза облучения населения - 3.510-4 Зв [102];
- Количество людей в каждом кольцевом сегменте румба, согласно
[102], консервативно принято 1176 чел.
4.2. Курская АЭС (реактор типа РБМК-1000):
- Годовая эффективная доза облучения населения - 1.510-4 Зв [103];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 1352 чел. (на юге от АЭС) до 29779 чел. (на
юго-западе от АЭС).
Результаты расчета представлены в таблице 4.1.
Диаграммы повторяемости направления ветра на Курской и Смоленской
АЭС, разработанные соискателем, представлены, соответственно, на рисунках 4.1
и 4.2.
97
Рисунок 4.1 - Диаграмма повторяемости направления ветра на Курской АЭС
98
Рисунок 4.2 - Диаграмма повторяемости направления ветра на Смоленской АЭС
99
Румб
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
З
СЗ
Таблица 4.1 - Результаты расчета годовых эффективных доз облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы
ветров, на расстоянии 3-30 км от АЭС для Смоленской и Курской АЭС с реактором типа РБМК-1000
Годовая эффективная доза
Годовая эффективная доза Кол-во
Коллективная доза облучения
Скорость
облучения всего населения на
облучения одного человека с людей,
населения в кольцевом сегменте
ветра, м/с
расстоянии 3-30 км от АЭС, Зв
учетом розы ветров (Зв)
чел.
румба (чел-Зв)
Расстояние 3-10 км
Смоленская АЭС
0
0
8.310-4
-4
0
0
8.410
-3
0
0
1.210
-3
0
0
1.210
3
9.810-3
-3
0
0
1.610
-3
0
0
1.610
-3
0
0
1.410
-3
33000
40.1
1.210
4.110-3
1.110-3
3
3
Курская АЭС
2.310-4
2.010-4
6.810-4
3.810-4
6.610-4
4.310-4
1.210-3
3.710-4
Расстояние 10-15 км
Смоленская АЭС
9.410-5
9.510-5
1.310-4
1.310-4
3346
10552
435
809
691
636
2471
46620
0.76
2.14
0.30
0.30
0.45
0.27
2.93
17.34
294
294
294
294
0.03
0.03
0.04
0.04
100
Румб
Годовая эффективная доза
облучения всего населения на
расстоянии 3-30 км от АЭС, Зв
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
6.810-4
5.910-4
2.510-4
Годовая эффективная доза
Скорость
облучения одного человека с
ветра, м/с
учетом розы ветров (Зв)
1.810-4
1.710-4
1.510-4
1.410-4
3
3
3
Курская АЭС
3.010-3
2.010-3
0.810-4
0.410-4
0.710-4
0.510-4
1.310-4
0.410-4
Расстояние 15-20 км
Смоленская АЭС
5.010-5
5.110-5
7.110-5
7.010-5
9.910-5
9.410-5
8.310-5
7.310-5
Курская АЭС
0.110-4
0.110-4
Кол-во
людей,
чел.
294
294
294
294
Коллективная доза облучения
населения в кольцевом сегменте
румба (чел-Зв)
0.05
0.05
0.05
0.04
321
371
330
238
184
600
941
649
0.01
0.01
0.02
0.01
0.01
0.03
0.12
0.03
412
412
412
412
412
412
412
412
0.02
0.02
0.03
0.03
0.04
0.04
0.03
0.03
1260
2010
0.02
0.02
101
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Годовая эффективная доза
Скорость
облучения одного человека с
ветра, м/с
учетом розы ветров (Зв)
0.410-4
0.210-4
0.410-4
0.310-4
0.710-4
0.210-4
Кол-во
людей,
чел.
1303
1808
755
2303
1953
3114
Коллективная доза облучения
населения в кольцевом сегменте
румба (чел-Зв)
0.05
0.04
0.03
0.06
0.14
0.07
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Расстояние 20-30 км
Смоленская АЭС
3.010-5
3.010-5
4.210-5
4.110-5
5.910-5
5.610-5
4.910-5
4.310-5
1176
1176
1176
1176
1176
1176
1176
1176
0.04
0.04
0.05
0.05
0.07
0.07
0.06
0.05
1352
6900
29779
12345
1661
4853
20631
5695
0.01
0.05
0.72
0.17
0.04
0.07
0.87
0.08
Румб
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Годовая эффективная доза
облучения всего населения на
расстоянии 3-30 км от АЭС, Зв
3.510-4
1.510-4
3
3
Курская АЭС
0.110-4
0.110-4
0.210-4
0.110-4
0.210-4
0.210-4
0.410-4
0.110-4
102
Согласно [85], эффективная доза для населения не должна превышать 5
мЗв/год.
Из [102, 103] видно, что на АЭС в течение года преобладают ветры югозападного (16-20%) и западного (14-28,7%) направлений.
Проанализируем результаты расчетов по формуле (4.2).
1. На расстоянии 3-10 км результаты следующие:
- Смоленская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам не превышает 1.6 мЗв,
- Курская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного человека
по всем румбам не превышает 1.1 мЗв,
что, согласно [85], не превышает нормы.
2. На расстоянии 10-15 км результаты следующие:
- Смоленская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам не превышает 0.2 мЗв,
- Курская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного человека
по всем румбам не превышает 0.1 мЗв,
что, согласно [85], не превышает нормы.
3. На расстоянии 15-20 км результаты следующие:
- Смоленская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам не превышает 0.1 мЗв,
- Курская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного человека
по всем румбам не превышает 0.1 мЗв,
что, согласно [85], не превышает нормы.
4. На расстоянии 20-30 км результаты следующие:
- Смоленская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам не превышает 0.06 мЗв,
- Курская АЭС - годовая эффективная доза облучения одного человека
по всем румбам не превышает 0.04 мЗв,
что, согласно [85], не превышает нормы.
103
На рисунке 4.3 представлено разработанное соискателем сравнение
результатов расчета годовых эффективных доз облучения населения в кольцевом
сегменте румба, с учетом розы ветров, для вторых очередей Смоленской и
Курской АЭС.
По оси X представлено распределение годовых эффективных доз облучения
одного человека с учетом розы ветров (Зв). Принято, что:
- минимальная годовая эффективная доза облучения одного человека с
учетом розы ветров (Xmin) составляет 10-5 Зв;
- максимальная годовая эффективная доза облучения одного человека с
учетом розы ветров (Xmax) составляет 310-3 Зв.
По оси Y представлено количество людей в кольцевом сегменте румба
(чел.). Принято, что:
- минимальное количество людей в кольцевом сегменте румба (Ymin)
составляет 0 чел.;
- максимальное количество людей в кольцевом сегменте румба (Ymax)
составляет 46620 чел.
По оси Z представлено распределение коллективных доз облучения
населения в кольцевом сегменте румба (чел-Зв). Принято, что:
- минимальная коллективная доза облучения населения в кольцевом
сегменте румба (Zmin) составляет 0 чел-Зв;
- максимальная коллективная доза облучения населения в кольцевом
сегменте румба (Zmax) составляет 40.1 чел-Зв.
4.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате
воздействия радиоактивных веществ
4.2.1. Методический подход для оценки ущерба населению в кольцевом
сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ
Соискателем предложена формула, с помощью которой может быть
рассчитан ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте румба.
При равномерном распределении населения в кольцевом сегменте румба:
104
Рисунок 4.3 - Графическое представление результатов расчета годовых эффективных доз облучения населения в кольцевом
сегменте румба с учетом розы ветров, для Курской и Смоленской АЭС
105
R
L
L(R)   
N
где: L
 DE ( r )  N 1 / 8 ( r )  dr
0
DE ( year )
(4.3)
,
– ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте румба;
R,r
– расстояние от АЭС;
L
– общий ущерб от аварии;
N
– общая численность населения;
DE
– годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом
сегменте румба, с учетом розы ветров;
N1/8
– количество людей в румбе;
DE(year) – годовая эффективная доза облучения всего населения.
При дискретном распределении населения в кольцевом сегменте румба
k
 DE ( i ) ( R )  N 1 / 8( i ) (R)
L
L(R)    i 1
N
где: L
DE ( year )
,
(4.4)
– ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте румба;
R
– расстояние от АЭС;
L
– общий ущерб от аварии;
N
– общая численность населения;
DE
– годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом
сегменте румба, с учетом розы ветров;
N1/8
– количество людей в румбе;
DE(year) – годовая эффективная доза облучения всего населения.
4.2.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба, в результате
воздействия радиоактивных веществ
Расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба,
проводился с использованием данных, полученных соискателем при выполнении
работ по оценке риска вторых очередей Смоленской [102] и Курской [103] АЭС.
106
В качестве примера для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС
соискателем была рассмотрена наиболее опасная авария «Потеря внешнего
энергоснабжения», частота исходного события - 7·10-8 1/реактор-год [102, 103].
Расчет проводился для дискретного распределения населения.
Расчет проводился для населения на расстоянии 3-30 км от АЭС.
В качестве исходных данных соискателем использовались следующие
показатели:
1. На расстоянии 3-10 км:
1.1. Смоленская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 99 млн. руб. [102];
- Общая численность населения - 257412 чел. [102];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [102],
находится в пределах: от 0 (во всех сегментах румба, кроме юговостока от АЭС) до 33000 чел. (на юго-востоке от АЭС).
1.2. Курская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 102 млн. руб. [103];
- Общая численность населения - 1365132 чел. [103];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 435 чел. (на западе от АЭС) до 46620 чел. (на
юго-востоке от АЭС).
2. На расстоянии 10-15 км:
2.1. Смоленская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 99 млн. руб. [102];
- Общая численность населения - 257412 чел. [102];
- Количество людей в каждом кольцевом сегменте румба, согласно
[102], консервативно принято 294 чел.
2.2. Курская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 102 млн. руб. [103];
- Общая численность населения - 1365132 чел. [103];
107
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 184 чел. (на севере от АЭС) до 941 чел. (на
востоке от АЭС).
3. На расстоянии 15-20 км:
3.1. Смоленская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 99 млн. руб. [102];
- Общая численность населения - 257412 чел. [102];
- Количество людей в каждом кольцевом сегменте румба, согласно
[102], консервативно принято 412 чел.
3.2. Курская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 102 млн. руб. [103];
- Общая численность населения - 1365132 чел. [103];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 755 чел. (на севере от АЭС) до 3114 чел. (на
юго-востоке от АЭС).
4. На расстоянии 20-30 км:
4.1. Смоленская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 99 млн. руб. [102];
- Общая численность населения - 257412 чел. [102];
- Количество людей в каждом кольцевом сегменте румба, согласно
[102], консервативно принято 1176 чел.
4.2. Курская АЭС:
- Общий ущерб от аварии - 102 млн. руб. [103];
- Общая численность населения - 1365132 чел. [103];
- Количество людей в кольцевом сегменте румба, согласно [103],
находится в пределах: от 1352 чел. (на юге от АЭС) до 29779 чел. (на
юго-западе от АЭС).
Результаты расчета представлены в таблице 4.2.
108
Таблица 4.2 - Результаты расчета ущерба населению в кольцевом сегменте румба, на расстоянии 3-30 км от АЭС для Смоленской и
Курской АЭС с реактором типа РБМК-1000
Общая
Ущерб, нанесенный одному
Ущерб, нанесенный всему
Общий ущерб от
Кол-во людей
Румб
численность
человеку в кольцевом сегменте
населению в кольцевом сегменте
аварии, млн. руб.
в румбе, чел.
населения, чел.
румба, млн. руб.
румба, млн. руб.
Расстояние 3-10 км
Смоленская АЭС
Ю
0
0
0
ЮЗ
0
0
0
З
0
0
0
СЗ
0
0
0
99
257412
С
0
0
0
СВ
0
0
0
В
0
0
0
-5
ЮВ
33000
1.52
4.610
Курская АЭС
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
З
СЗ
102
99
1 365 132
257412
3346
10552
435
809
691
636
2471
46620
294
294
294
294
2.710-6
2.410-6
8.210-6
4.510-6
7.910-6
5.210-6
1.410-5
4.510-6
9.210-3
2.610-2
3.610-3
3.710-3
5.510-3
3.310-3
3.510-2
2.110-1
Расстояние 10-15 км
Смоленская АЭС
3.310-5
3.310-5
4.610-5
4.610-5
9.710-3
9.710-3
1.310-2
1.310-2
109
Общий ущерб от
Румб
аварии, млн. руб.
Общая
численность
населения, чел.
С
СВ
В
ЮВ
Кол-во людей
в румбе, чел.
294
294
294
294
Ущерб, нанесенный одному
человеку в кольцевом сегменте
румба, млн. руб.
6.310-5
6.010-5
5.310-5
4.910-5
Ущерб, нанесенный всему
населению в кольцевом сегменте
румба, млн. руб.
1.910-2
1.810-2
1.510-2
1.410-2
Курская АЭС
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
102
99
1 365 132
257412
321
371
330
238
184
600
941
649
2.710-6
2.410-6
8.210-6
4.510-6
7.910-6
5.210-6
1.410-5
4.510-6
8.810-4
9.010-4
2.710-3
1.110-3
1.510-3
3.110-3
1.310-2
2.910-3
412
412
412
412
412
412
412
412
Расстояние 15-20 км
Смоленская АЭС
3.310-5
3.310-5
4.610-5
4.610-5
6.510-5
6.110-5
5.410-5
4.810-5
1.310-2
1.310-2
1.910-2
1.910-2
2.710-2
2.510-2
2.210-2
2.010-2
Курская АЭС
Ю
102
1 365 132
1260
2.810-6
3.510-3
110
Общий ущерб от
Румб
аварии, млн. руб.
Общая
численность
населения, чел.
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
Кол-во людей
в румбе, чел.
2010
1303
1808
755
2303
1953
3114
99
257412
1176
1176
1176
1176
1176
1176
1176
1176
Ущерб, нанесенный одному
человеку в кольцевом сегменте
румба, млн. руб.
2.410-6
8.310-6
4.510-6
7.910-6
5.110-6
1.410-5
4.510-6
Расстояние 20-30 км
Смоленская АЭС
3.310-5
3.310-5
4.610-5
4.610-5
6.510-5
6.210-5
5.410-5
4.710-5
Ущерб, нанесенный всему
населению в кольцевом сегменте
румба, млн. руб.
4.710-3
1.110-2
8.210-3
5.910-3
1.210-2
2.810-2
1.410-2
3.910-2
3.910-2
5.410-2
5.410-2
7.610-2
7.310-2
6.310-2
5.610-2
Курская АЭС
Ю
ЮЗ
З
СЗ
С
СВ
В
ЮВ
102
1 365 132
1352
6900
29779
12345
1661
4853
20631
5695
2.710-6
2.410-6
8.210-6
4.410-6
7.810-6
5.110-6
0.110-6
4.410-6
3.710-3
1.610-2
2.410-1
5.510-2
1.310-2
2.510-2
2.910-1
2.510-2
111
Проанализируем результаты расчетов по формуле (4.4).
1. На расстоянии 3-10 км результаты следующие:
- Курская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем румбам,
не превышает 15 руб.,
- Смоленская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем
румбам, не превышает 50 руб.,
что, согласно [81], не превышает нормы.
2. На расстоянии 10-15 км результаты следующие:
- Курская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем румбам,
не превышает 15 руб.,
- Смоленская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем
румбам, не превышает 65 руб.,
что, согласно [81], не превышает нормы.
3. На расстоянии 15-20 км результаты следующие:
- Курская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем румбам,
не превышает 15 руб.,
- Смоленская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем
румбам, не превышает 70 руб.,
что, согласно [81], не превышает нормы.
4. На расстоянии 20-30 км результаты следующие:
- Курская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем румбам,
не превышает 15 руб.,
- Смоленская АЭС - ущерб, нанесенный одному человеку по всем
румбам, не превышает 70 руб.,
что, согласно [81], не превышает нормы.
На рисунке 4.4 представлено разработанное соискателем сравнение
результатов расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба,
на расстоянии 3-30 км от АЭС для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС.
112
По оси X представлено распределение ущерба, нанесенного одному
человеку в кольцевом сегменте румба (млн. руб.). Принято, что:
- минимальный ущерб, нанесенный одному человеку в кольцевом
сегменте румба (Xmin) составляет 0 руб.;
- максимальный ущерб, нанесенный одному человеку в кольцевом
сегменте румба (Xmax) составляет 6.510-5 млн.руб.
По оси Y представлено количество людей в кольцевом сегменте румба
(чел.). Принято, что:
- минимальное количество людей в кольцевом сегменте румба (Ymin)
составляет 0 чел.;
- максимальное количество людей в кольцевом сегменте румба (Ymax)
составляет 46620 чел.
По оси Z представлено распределение ущерба, нанесенного всему
населению в кольцевом сегменте румба (млн. руб.). Принято, что:
- минимальный ущерб, нанесенный всему населению в кольцевом
сегменте румба (Zmin) составляет 0 руб.;
- максимальный ущерб, нанесенный всему населению в кольцевом
сегменте румба (Zmax) составляет 1.52 млн.руб.
113
Рисунок 4.4 - Графическое представление результатов расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, на
расстоянии 3-30 км от АЭС для Курской и Смоленской АЭС
114
4.3. Заключение и выводы к четвертой главе
В главе получены следующие результаты:
1. Соискателем представлен методический подход для расчета доз
внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте
румба, с учетом розы ветров. Соискателем предложена формула (для
равномерного и дискретного распределения населения) для расчета доз
внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте
румба, с учетом розы ветров. Формула позволяет учесть следующие
показатели:
- годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом сегменте
румба, с учетом розы ветров;
- вероятность направления ветра;
- количество людей в румбе;
- годовая эффективная доза облучения всего населения.
2. По формуле расчета доз внешнего и внутреннего облучения соискателем
проведен расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в
кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров. Получены следующие
результаты:
- для Смоленской АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам составляет от 0.06 мЗв (на расстоянии 20-30
км от АЭС) до 1.6 мЗв (на расстоянии 3-10 км от АЭС);
- для Курской АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам составляет от 0.04 мЗв (на расстоянии 20-30
км от АЭС) до 1.1 мЗв (на расстоянии 3-10 км от АЭС),
что, согласно [85], не превышает нормы.
3. Соискателем представлен методический подход для оценки ущерба
населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия
радиоактивных
веществ.
Соискателем
предложена
формула
(для
равномерного и дискретного распределения населения) оценки ущерба
населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия
115
радиоактивных
веществ.
Формула
позволяет
учесть
следующие
показатели:
- ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте румба;
- общий ущерб от аварии;
- общая численность населения;
- годовая эффективная доза облучения одного человека в кольцевом
сегменте румба, с учетом розы ветров;
- годовая эффективная доза облучения всего населения;
- количество людей в румбе.
4. По формуле оценки ущерба населению соискателем проведен расчет
ущерба
населению
в
кольцевом
сегменте
румба,
в
результате
воздействия радиоактивных веществ. Получены следующие результаты:
- для Смоленской АЭС - ущерб одному человеку в кольцевом сегменте
румба, в результате воздействия радиоактивных веществ, составляет
от 50 руб. (на расстоянии 3-10 км от АЭС) до 70 руб. (на расстоянии
20-30 км от АЭС);
- для Курской АЭС - ущерб одному человеку в кольцевом сегменте
румба, в результате воздействия радиоактивных
веществ, не
превышает 15 руб. (на расстоянии 3-30 км от АЭС),
что, согласно [81], не превышает нормы.
При проведении оценок риска АЭС соискатель рекомендует проводить
расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте
румба (с учетом розы ветров) и расчет ущерба населению в кольцевом сегменте
румба (в результате воздействия радиоактивных веществ).
116
Основные результаты и выводы к работе
1. Выполнены оценки риска для вторых очередей Смоленской и Курской
АЭС с реакторами типа РБМК-1000. Получены следующие результаты:
- Оценки эффективных доз облучения персонала и населения при
наиболее опасных авариях для вторых очередей Смоленской и
Курской АЭС. Количество ранних и отсроченных смертных случаев
среди персонала и населения для наиболее опасных аварий находится
в пределах, допустимых требованиями [53, 85]; для наиболее опасных
аварий аварийное облучение населения для всех рассмотренных АЭС
находится в пределах, допустимых требованиями [85].
- Оценки показателей радиационного и экономического рисков от
аварий для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС. Получены
следующие показатели (для наиболее опасных аварий): средняя
индивидуальная эффективная доза Ei для персонала и населения;
индивидуальный риск смерти (отдаленные эффекты) rc, (на 1 аварию)
для персонала и населения; индивидуальный риск смерти rci, 1/год (с
учетом частоты аварии) для персонала и населения.
2. Разработан методический подход для расчета годовой эффективной дозы
облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.
3. Проведен расчет годовой эффективной дозы облучения населения в
кольцевом сегменте румба, для вторых очередей Смоленской и Курской
АЭС с реакторами типа РБМК-1000. Получены следующие результаты:
- для Смоленской АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам составляет от 0.06 мЗв (на расстоянии 20-30
км от АЭС) до 1.6 мЗв (на расстоянии 3-10 км от АЭС);
117
- для Курской АЭС - годовая эффективная доза облучения одного
человека по всем румбам составляет от 0.04 мЗв (на расстоянии 20-30
км от АЭС) до 1.1 мЗв (на расстоянии 3-10 км от АЭС),
что, согласно [85], не превышает нормы.
4. Разработан методический подход для расчета ущерба, нанесенного
населению в кольцевом сегменте румба.
5. Проведен расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте
румба, для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами
типа РБМК-1000. Получены следующие результаты:
- для Смоленской АЭС - ущерб одному человеку в кольцевом сегменте
румба, в результате воздействия радиоактивных веществ, составляет
от 50 руб. (на расстоянии 3-10 км от АЭС) до 70 руб. (на расстоянии
20-30 км от АЭС);
- для Курской АЭС - ущерб одному человеку в кольцевом сегменте
румба, в результате воздействия радиоактивных
веществ, не
превышает 15 руб. (на расстоянии 3-30 км от АЭС),
что, согласно [81], не превышает нормы.
Полученные результаты используют для разработки рекомендаций по
снижению вероятностей (частот) аварий и уменьшению ущерба от них.
Рекомендуется проводить оценку риска с учетом доз внешнего и
внутреннего облучения населения и ущерба населению в кольцевом сегменте
румба для снижения вероятностей (частот) аварий и уменьшению ущерба от них
при проектировании АЭС нового поколения.
118
Список литературы
1.
Швыряев, Ю. В. Вероятностный анализ безопасности при проектировании и
эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР: диссертация на
соискание ученой степени доктора технических наук: 05.14.03 / Швыряев
Юрий Васильевич. - М., 2004. - 340 с.
2.
Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта: [приказ
МЧС России № 506 от 4 ноября 2004 г.]. - М., 2004. - 1 с.
3.
Паспорт безопасности критически важного (опасного) объекта Росатома:
[приказ МЧС России № 506 от 4 ноября 2004 г.]. - М., 2006. - 9 с.
4.
Росляков П.В. Методы защиты окружающей среды: учеб. для вузов, по
направлению «Энергомашиностроение». - М.: Изд. дом МЭИ, 2007. - 335 с.
5.
Казанский, Ю.А., Лебедев, А.Б. Кинетика ядерных реакторов: учебное
пособие. - Обнинск: ИАТЭ, 1990. - 82 с.
6.
Гордон, Б.Г. Уроки аварий на АЭС Фукусима / Б. Г. Гордон // Экология и
промышленность России. ЭКиП. - М., 2014. - С. 36-41.
7.
Гордон, Б.Г. Актуальные проблемы экологического надзора / Б.Г. Гордон //
Безопасность труда в промышленности, № 10. - 2006. - С. 40-46.
8.
Асмолов, В.Г. Основы обеспечения безопасности АЭС: учеб. пособие для
студентов вузов / В.Г. Асмолов, В.Н. Блинков, О.Г. Черников. - М.: МЭИ,
2014. - 151 с.
9.
Эксплуатация атомных станций: учебник для вузов / В.А. Острейковский. М.: Энергоатомиздат, 1999. - 928 с.
10. Острейковский, В.А. Теория надежности: учебник для вузов / В.А.
Острейковский. - М.: Высшая школа, 2003. - 462 с.
11. Статистические методы в теории надежности: учебное пособие / А.В.
Антонов, М.С. Никулин. - М.: Абрис, 2012. - 390 с.
12. Гулина,
О.М.
Физико-статистические
модели
управления
ресурсом
оборудования второго контура атомных электростанций: диссертация на
119
соискание ученой степени доктора технических наук: 05.14.03 / Гулина Ольга
Михайловна. - М., 2009. - 344 с.
13. Сальников Н.Л. Разработка методов теории вероятностного прогнозирования
работоспособности оборудования ЯУ: диссертация на соискание ученой
степени доктора технических наук: 05.14.03
/ Сальников Николай
Леонидович. - Обнинск, 1995. - 364 с.
14. Воронков, А.В. Библиотеки многогрупповых констант пакета РЕАКТОР-ГП /
А.В. Воронков [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия:
Обеспечение безопасности АЭС. - 2009. - № 24. - С. 100-110.
15. Масленников М.В. Моделирование гибридной микромишени инерциального
тяжелоионного синтеза с учетом нейтронно-ядерных реакций / М.В.
Масленников [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия:
Математическое моделирование физических процессов. - 2014. - Т. 2. - № 2. С. 45-58.
16. Гермогенова, Т.А. Локальные свойства решений уравнения переноса / Т.А.
Гермогенова. - М.: Наука. Гл. ред. физ.-мат. лит., 1986. - 272 с.
17. Swain, A.D. and Guttemann, H.E. Handbook of Human Reliability Analysis with
Emphasis on Nuclear Power Plant Applications / A.D. Swain and H.E. Guttemann
// NUREG/CR-1278. United States Nuclear Regulatory Commission. - 1983. - 728
p.
18. Bixler, N., Haaker, R. Accident Consequence Analysis (P-301). / N. Bixler, R.
Haaker // US NRC: Sandia National Laboratories, 2009. - 302 p.
19. Spitzer, C., Schmocker, U., Dang, V.N. Probabilistic Safety Assessment and
Management: PSAM 7 - ESREL’04 (6 volume set). / C. Spitzer, U. Schmocker,
V.N. Dang // Berlin: Springer, 2004. - 3728 p.
20. Sugarman, D. Proceedings of the Technical Committee Meeting to summarize the
achievement of a five year study of impacts and risks of energy systems (methods
and data). / D. Sugarman // IAEA-TC-733.7. Vienna: International Atomic Energy
Agency, 2000. - 100 p.
120
21. Markandya, A. and Boyd, R. Valuing the human health effects of routine
atmospheric releases from nuclear facilities. / A. Markandya and R. Boyd. //
International Atomic Energy Agency, 1999. - 50 p.
22. Исламов, Р.Т. Аналитические и статистические методы анализа надежности
систем и безопасности объектов атомной энергетики: диссертация на
соискание ученой степени доктора физико-математических наук: 05.13.16 /
Исламов Рустам Талгатович. - М., 1995. - 232 с.
23. Uncertainty Analysis: Report for US Nuclear Regulatory Commission. / R.T.
Islamov. - Moscow: Russian Academy of Science Nuclear Safety Institute, 1998. 80 p.
24. Development of Standard Probabilistic Risk Assessment Procedure Guides:
Quantification Uncertainty and Sensitivity Analysis: Report for US Department of
Energy. / R.T. Islamov - Moscow: Russian Academy of Science Nuclear Safety
Institute, 1998. - 107 p.
25. Берберова,
М.А.
Аналитические
и
статистические
методы
анализа
надежности систем и безопасности объектов атомной энергетики: учеб.
пособие для студентов вузов / М.А.Берберова, Р.Т.Исламов, - М.: МФТИ,
2014. - 146 с.
26. Александровская, Л.Н., Аронов, И.З., Елизаров, А.И. [и др.]. Статистические
методы анализа безопасности сложных технических систем: учебник / Л.Н.
Александровская, И.З. Аронов, А.И. Елизаров [и др.]; под ред. В.П.Соколова.
- М.: Логос, 2001. - 232 с.
27. Петрин, С.В. Анализ безопасности установок и технологий: методическое
пособие по проблемам регулирования риска. / С.В. Петрин [и др.]. - Саров:
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», 2003. - 384 с.
28. Деревянкин, А.А. Исследование, разработка и применение методов оценки
надежности персонала при проведении вероятностного анализа безопасности
атомных станций: диссертация на соискание ученой степени кандидата
технических наук: 05.13.16 / Деревянкин Александр Альбертович. - М., 1990.
- 200 с.
121
29. Буторин, С.Л. Вероятностный анализ безопасности АЭС с учетом
сейсмического фактора: Практическая реализация системного подхода:
диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук:
05.14.16 / Буторин Сергей Леонидович. - СПб., 1997. - 308 с.
30. Острейковский, В.А. Математическое моделирование техногенного риска от
эксплуатации нефтегазового оборудования. / В.А. Острейковский // Вестник
кибернетики. - 2012. - № 11. - С. 71-75.
31. Гусев, Н.Г., Беляев, В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: справочник. 2е изд. / Н.Г. Гусев, В.А. Беляев. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 254 с.
32. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // Атомная
энергия, т. 109, вып. 6. - 2010. - С. 307-311.
33. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК / М.А.
Берберова [и др.] // Ядерная энергетика. Известия высших учебных
заведений. - 2011. - № 3. - С. 56-62.
34. Берберова, М.А. Оценка риска для атомных электростанций с реакторами
типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Труды МФТИ, т. 6, № 1. 2014. - С. 146-153.
35. Berberova, M. Risk Assessment for Nuclear Power Plants / M. Berberova and
[oth.] // International Conference on Opportunities and Challenges for Water
Cooled Reactors in the 21st Century. - Vienna, Austria, 2009. - 1 электронный
оптический диск (CD ROM).
36. Берберова, М.А. Разработка методики оценки показателей риска АЭС / М.А.
Берберова [и др.] // XI Международная конференция «Безопасность АЭС и
подготовка кадров - 2009»: тезисы докладов. - Обнинск, 2009. - С. 10-11.
37. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами различного типа / М.А.
Берберова [и др.] // Ситуационные центры и информационно-аналитические
системы класса 4i. SC-IAS4i-VRTerro2011: труды Международной научной
конференции. - Протвино-Москва: Изд. ИФТИ, 2011. - С. 37-42.
38. Берберова, М.А. Анализ безопасности физической защиты потенциально
опасных объектов / М.А. Берберова [и др.] // MEDIAS-2011: труды
122
Международной научной конференции. - Протвино-Москва: Изд. ИФТИ. - С.
114-134.
39. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // XII
Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров 2011»: тезисы докладов. - Обнинск, 2011. - С. 3-4.
40. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа БН / М.А.
Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2012: аннотации
докладов, том 1. - Обнинск, 2012. - С. 215.
41. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 (В320) / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2013:
аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2013. - С. 231.
42. Берберова, М.А. Вопросы обеспечения безопасности АЭС: риск-монитор /
Р.Т. Исламов, М.А. Берберова // XII Международная конференция
«Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. Обнинск, 2013. - С. 28.
43. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа ВВЭР-440 (В-230) /
М.А. Берберова [и др.] // XIII Международная конференция «Безопасность
АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. - Обнинск, 2013. - С. 2930.
44. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР /
М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС4i для мониторинга и
безопасности. SCVRT2013-14: труды Международной научной конференции.
- Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С. 110-117.
45. Берберова, М.А. Анализ надежности персонала для проведения оценок риска
/ М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС4i для мониторинга и
безопасности. SCVRT2013-14: труды Международной научной конференции.
- Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С. 210-216.
46. Берберова, М.А. Оценка риска АЭС с реакторами типа РБМК / М.А.
Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2015: аннотации
докладов, том 1. - Обнинск, 2015. - С. 231.
123
47. О промышленной безопасности опасных производственных объектов:
[Федеральный закон № 116-ФЗ от 21.07.97 (ред. от 04.03.2013): принят
Государственной Думой Российской Федерации 20 июня 1997 года]. - М.,
1997. - 22 с.
48. О техническом регулировании: [Федеральный закон № 184-ФЗ от 27.12.02:
принят Государственной Думой Российской Федерации 15 декабря 2002
года]. - М., 2002. - 84 с.
49. Методические
указания
производственных
по
проведению
объектов:
[Методические
анализа
указания
риска
РД
опасных
03-418-01:
утверждены постановлением Госгортехнадзора России от 10.07.01 № 30]. М., 2001. - 19 с.
50. ГОСТ Р 51898-2002 Аспекты безопасности. Правила включения в стандарты.
- М., 2002. - 6 с.
51. NUREG/CR-2300 PRA Procedures Guide: a Guide To The Performance Of
Probabilistic Risk Assessment For Nuclear Power Plants. - NRC, 1983. - 670 p.
52. Руководство по проведению оценок рисков природного и техногенного
характера на ядерных объектах: [Руководство рег. № 30-433 от 25.03.2002:
утверждено
Статс-секретарем
заместителем
Министра
Российской
Федерации по атомной энергии В.А.Лебедевым 25 марта 2002 г.]. - М., 2002.
- 31 с.
53. Рекомендации Международной комиссии по радиационной защите от 2007
года: [публикация 103 МКРЗ: утверждена в марте 2007 года]. - М.: Труды
МКРЗ, 2009. 344 с.
54. Комплексная
экологической
гигиеническая
ситуации
оценка
степени
различных
напряженности
территорий,
медико-
обусловленной
загрязнением токсикантами среды обитания населения: [Методические
рекомендации
МР
№
2510/5716-97-32:
утверждены
Главным
государственным врачом России 30.07.97 за № 510/3416-97-32]. - М., 1997. 17 с.
124
55. Методические рекомендации к экономической оценке рисков для здоровья
населения при воздействии факторов среды обитания: [Методические
рекомендации МР № 5.1.0029-11: утверждены Главным государственным
санитарным врачом Российской Федерации 31.07.11]. - М., 2011. - 223 с.
56. Preparation, Conduct and Evaluation of Exercises to Test Preparedness for a
Nuclear or Radiological Emergency: [EPR - EXERCISE 2005]. - IAEA, 2005. 165 p.
57. Методика разработки и установления нормативов предельно допустимых
выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух: [Методика:
утверждена
приказом
Федеральной
службы
по
экологическому,
технологическому и атомному надзору от 7 ноября 2012 г. № 639]. - М., 2012.
- 12 с.
58. Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового
процесса. Критерии и классификация условий труда: [руководство Р
2.2.2006-05: утверждено Главным Государственным санитарным врачом
России 29.07.2005]. - М., 2005. - 108 с.
59. Руководство по оценке профессионального риска для здоровья работников.
Организационно-методические основы, принципы и критерии оценки:
[руководство
Р
2.2.1766-03:
утверждено
Главным
Государственным
санитарным врачом России 24.06.2003]. - М., 2003. - 156 с.
60. Методические рекомендации по оценке ущерба от аварий на опасных
производственных объектах: [Методические рекомендации РД 03-496-02:
утверждены приказом Госгортехнадзора России от 29.10.2002 № 63]. - М.,
2002. - 38 с.
61. Административный регламент Федеральной службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору по исполнению государственной
функции по регистрации опасных производственных объектов и ведению
государственного реестра опасных производственных объектов: [приказ 606:
утверждён
04.09.2007
Федеральной
службой
по
технологическому и атомному надзору]. - М., 2007. - 8 с.
экологическому,
125
62. О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения: [Федеральный
закон № 52-ФЗ от 30.03.99 (ред. от 23.07.2013): принят Государственной
Думой 12 марта 1999 года]. - М., 1999. - 30 с.
63. ГОСТ 12.1.004-91 Система стандартов безопасности труда. Пожарная
безопасность. Общие требования. - М., 1991. - 68 с.
64. ГОСТ
12.1.010-76
Система
стандартов
безопасности
труда.
Взрывобезопасность. Общие требования. - М., 1976. - 6 с.
65. ГОСТ 51897-2011 Менеджмент риска. Термины и определения. - М., 2012. 16 с.
66. ГОСТ Р 51342-99 Безопасность машин. Съемные защитные устройства.
Общие требования по конструированию и изготовлению неподвижных и
перемещаемых съемных защитных устройств. - М., 1999. - 22 с.
67. ГОСТ
Р
51901-2002
Управление
надежностью.
Анализ
риска
технологических систем. - М., 2002. - 21 с.
68. Установки по переработке отработавшего ядерного топлива. Требования
безопасности: [Нормы и правила НП-013-99: утверждены постановлением
Госатомнадзора России от 27 декабря 1999 г.]. - М., 1999. - 16 с.
69. EPA/630/P-02/004F Generic Ecological Assessment Endpoints (GEAEs) for
Ecological Risk Assessment. Risk Assessment Forum. U.S. Environmental
Protection Agency. - Washington, 2003. - 67 p.
70. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97:
[Нормы и правила НП-001-97: утверждены Постановлением Госатомнадзоpа
России № 9 от 14.11.1997]. - М., 1997. - 30 с.
71. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов: [Нормы и
правила НП 009-04: утверждены Постановлением Ростехнадзора № 11 от
31.12.2004]. - М., 2004. - 21 с.
72. Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций: [Нормы и правила
НП-031-01: утверждены Постановлением Госатомнадзоpа России № 9 от
19.10.01]. - М., 2001. - 21 с.
126
73. Разработка
проекта
Методики
оценки
показателей
риска
АЭС,
ее
согласование с соисполнителями, рассмотрение на секции НТС Росатома и
представление на утверждение в установленном порядке: отчет о НИР рег. №
1395МТ08 / Кабанов Л.П., Берберова М.А. [и др.] - М.: Международный
Центр по Ядерной Безопасности, 2008. - 112 с.
74. Надежность оборудования реакторных установок АЭС: [Методика расчета
РТМ № 95 823-81: утверждена Госатомэнергонадзором 01 июля 1981 г.]. М., 1981. - 209 с.
75. URL: http://www.gks.ru/wps/wcm/connect/rosstat_main/rosstat/ru/statistics/.
76. Оперативная
оценка
доз
облучения
населения
при
радиоактивном
загрязнении территории воздушным путем: [Методические указания МУ
2.6.1.2153-06: утверждены Главным Государственным санитарным врачом
РФ 04.12.2006]. - М., 2007. - 90 с.
77. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов:
[Нормы и правила НП 053-04: утверждены Постановлением Ростехнадзора №
5 от 04.10.2004]. - М., 2004. - 89 с.
78. Автомобильные дороги: [Строительные нормы и правила СНиП 2.05.02-85*:
утверждены Постановлением Госстроя СССР № 233 от 17.12.1985]. - М.,
1985. - 84 с.
79. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций
(СП АС-03): [санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПин
2.6.1.24-03:
приняты
постановлением
Главного
государственного
санитарного врача РФ от 28 апреля 2003 г. № 69]. - М., 2003. - 45 с.
80. Карабанов, Ю.Ф., Лисанов, М.В. Об опыте декларирования промышленной
безопасности и развитии методов оценки риска опасных производственных
объектов. / Ю.Ф. Карабанов, М.В. Лисанов // Безопасность труда в
промышленности. - 2002. - № 12. - С. 30-31.
81. РД ЭО 1.1.2.99.0624-2011 Мониторинг строительных конструкций атомных
станций. - М., 2011. - 21 с.
127
82. Об использовании атомной энергии: [Федеральный закон № 170-ФЗ от
21.11.95 (ред. от 02.07.2013): принят Государственной Думой Российской
Федерации 20 октября 1995 года]. - М., 1995. - 32 с.
83. О радиационной безопасности населения: [Федеральный закон № 3-ФЗ от
09.01.96 (ред. от 19.07.2011): принят Государственной Думой 5 декабря 1995
г.]. - М., 1995. - 11 с.
84. Владимиров, В.А., Измалков, В.И. Катастрофы и экология: Центр
стратегических исследований МЧС России. / В.А. Владимиров, В.И.
Измалков. - М.: ООО «Контракт-Культура», 2000. - 380 с.
85. Нормы
радиационной
эпидемиологические
безопасности
правила
и
(НРБ-99/2009):
нормативы
СанПиН
[санитарно2.6.1.2523-09:
утверждены Постановлением Главного государственного санитарного врача
РФ № 47 от 07.07.2009]. - М., 2009. - 75 с.
86. Единая межведомственная методика оценки ущерба от чрезвычайных
ситуаций техногенного, природного и террористического характера, а также
классификации и учета чрезвычайных ситуаций. - М.: ФГУ ВНИИ ГОЧС
(ФЦ), 2004. - 57 с.
87. Инженерно-экологические изыскания для строительства: [Свод правил СП
11-102-97: утверждены письмом Госстроя России № 9-1-1/69 от 10.07.1997]. М., 1997. - 57 с.
88. WASH-1400 (NUREG 75/014) Reactor Safety Study. An Assessment of Accident
Risks in US Commercial Nuclear Power Plant. Appendices III & IV: United States
Nuclear Regulatory Commission. - 1975. - 175 p.
89. NUREG/CR-2815
(BNL-NUREG-51559)
Probabilistic
Safety
Analysis
Procedures Guide: United States Nuclear Regulatory Commission. - 1985. - 240 p.
90. IAEA. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear
Power Plants (level 2), Accidents Progression, Containment Analysis and
Estimation of Accident Source Terms. Vienna, 1995. Safety Series No. 50-P-8. 132 p.
128
91. NUREG/CR-6883 (INL/EXT-05-00509) The SPAR-H Human Reliability Analysis
Method. - Idaho National Laboratory. United States Nuclear Regulatory
Commission. - 1985. - 230 p.
92. NUREG-1150 (Vol.1) Severe Accident Risks: An assessment for five US Nuclear
Power Plants. - United States Nuclear Regulatory Commission. - 1991. - 59 p.
93. NEA/CSNI/R(2009)4 Probabilistic safety analysis (PSA) of other external events
than earthquake. - Nuclear Energy Agency Committee on the Safety of Nuclear
Installations, 2009. - 114 p.
94. Katona, T.J. Long-Term Operation of VVER Power Plants. / T.J. Katona //
Nuclear Power - Deployment, Operation and Sustainability. - 2011. - P. 152-196.
95. Межотраслевая методика расчета экономического ущерба от радиационных
аварий при использовании радиоактивных веществ в народном хозяйстве. СПб: ООО «РЭСцентр», 1998 (в редакции 2006 г.). - 53 с.
96. Мастрюков, Б.С. Безопасность в чрезвычайных ситуациях: учебник для студ.
высш. учеб. заведений / Б.С. Мастрюков. - М.: Издательский центр
«Академия», 2003. - 336 с.
97. ГОСТ Р 12.0.010-2009 Система стандартов безопасности труда. Системы
управления охраной труда. Определение опасностей и оценка рисков. - М.,
2009. - 20 с.
98. Estimated Maximum Loss from Explosion and/or Fire / Guidelines for assessment
in the oil, gas and petrochemical industries. International Oil Insurers, London,
1992. - 72 p.
99. Экологический менеджмент и экологическое аудирование: учебное пособие /
О.А. Конык. - Сыктывкар: Сыктывкарский лесной институт, 2013. 107 с.
100. Externalities of Energy: [Methodology 2005 Update. European Commission]. Stuttgart: Directorate-General for Research Sustainable Energy Systems, 2005. 287 p.
101. Statewide Natural Hazard Risk Assessment: Project Summary / Prepared by Risk
Frontiers. - Queensland Department of Community Safety, 2011. - 25 p.
129
102. Разработка перечня мероприятий по управлению безопасностью и оценка
показателей риска для 2 очереди (3 блока) Смоленской АЭС с реактором
РБМК-1000: отчет о НИР рег. № 2314OT12 / Кабанов Л.П., Берберова М.А. [и
др.] - М.: Международный Центр по Ядерной Безопасности, 2012. - 225 с.
103. Корректировка паспорта безопасности Курской АЭС. Оценка показателей
риска Курской АЭС для разработки раздела II Паспорта безопасности: отчет
о НИР рег. № 2152OT11 / Кабанов Л.П., Берберова М.А. [и др.] - М.:
Международный Центр по Ядерной Безопасности, 2011. - 68 с.
104. Об обеспечении единства измерений: [Федеральный закон № 102-ФЗ от
26.06.08: принят Государственной Думой 11 июня 2008 г.]. - М., 2008. - 16 с.
105. ГОСТ
Р
ИСО
5725-2002
(части
1…6)
Точность
(правильность
и
прецизионность) методов и результатов измерений. - М., 2002. - 291 с.
106. ГОСТ Р 8.563-2009 Государственная система обеспечения единства
измерений. Методики (методы) измерений. - М., 2010. - 33 с.
107. ИНЕС. Руководство для пользователей Международной Шкалы Ядерных и
Радиологических событий: [изд. 2008 г. Подготовлено совместно МАГАТЭ и
ОЭСР/АЯЭ]. - Вена: МАГАТЭ, 2010. - 250 с.
108. Procedures for conducting probabilistic safety assessment of nuclear power plants
(Level 3). Off-site consequences and estimation of risks to the public: IAEA.
Safety Series № 50-P-12. - Vienna, 1996. - 68 p.
109. Caldwell, A. Addressing Off-site Consequence Criteria Using Level 3 Probabilistic
Safety Assessment. A Review of Methods, Criteria, and Practices. / A. Caldwell //
Department of Nuclear Power Safety. KTH Royal Institute of Technology.
Stockholm, Sweden, 2012. - 54 p.
110. Нормы строительного проектирования АС с реакторами различного типа:
[Нормы
строительного
проектирования
ПиНАЭ-5.6:
утверждены
Минатомэнерго СССР 29 декабря 1986 г.]. - М., 1986. - 8 с.
111. ГОСТ 27.310-95 Надежность в технике. Анализ видов, последствий и
критичности отказов. Основные положения. - М., 1996. - 14 с.
130
112. Правила ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла:
[Нормы и правила НП-063-05: утверждены Постановлением Ростехнадзора
№ 15 от 20.12.2005]. - М., 2005 - 29 с.
113. NUREG/CR-6410 Nuclear Fuel Cycle Facility Accident Analysis: handbook. NRC, 1998. - 669 p.
114. Отраслевые правила проектирования и эксплуатации систем аварийной
сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции и
организации мероприятий по ограничению ее последствий: [Отраслевые
правила ПБЯ-06-10-99: утверждены Приказом Минатома России от
19.03.1999 № 182]. - М., 1999. - 16 с.
115. Quality Group Classifications and Standards for water-, steam-, and radioactivewaste-containing components of Nuclear Power Plants: [US Nuclear Regulatory
Commission. Office of Nuclear Regulatory Research. Regulatory Guide 1.26].
NRC, 2007. - 8 p.
116. Расчет квоты предела годовой дозы и допустимых уровней радиационных
факторов для радиационно опасных предприятий: [Методические указания
МУ 2.6.1.34-2007: утверждены 7 декабря 2007 г.]. - М., 2007. - 8 с.
117. Расчет и обоснование размеров санитарно-защитных зон и зон наблюдения
вокруг АЭС: [Методические указания МУ 2.6.1.042-2001: утверждены
Главным Государственным санитарным врачом по объектам и территориям,
обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» 20 сентября
2001 г.]. - М., 2001. - 23 с.
118. IAEA Safety Standards Series. Safety Assessment and Verification for Nuclear
Power Plants. Safety guide № NS-G-1.2. Vienna, 2001. - 91 p.
119. Уломов, В.И., Шумилина, Л.С. Комплект новых карт общего сейсмического
районирования территории Российской Федерации: пояснительная записка и
список городов и населенных пунктов, расположенных в сейсмоопасных
районах / В.И. Уломов, Л.С. Шумилина. - М.: Объединенный Институт
Физики Земли им. О.Ю.Шмидта, 1999. - 19 с.