Статьи в выпуске: 5
Современная парадигма нормирования выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух рассматривает источники выбросов как непрерывные, с характеристиками, практически не изменяющимися в течение года. На практике на ряде объектов использования атомной энергии в отдельные периоды времени в течение года, кроме непрерывных выбросов, могут происходить один или даже несколько случаев кратковременного повышенного выброса (например, при останове реактора с последующим его разуплотнением для ремонта и (или) перегрузки ядерного топлива). Допустимость таких выбросов в рамках принятой парадигмы не очевидна. В настоящей статье предложено и обосновано определение термина «кратковременный повышенный выброс» применительно к решаемой задаче, и сформулированы необходимые и достаточные условия для обеспечения учета кратковременных выбросов при установлении нормативов допустимых выбросов. Предложен подход к учету кратковременных повышенных выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух путем надлежащей корректировки годового выброса.
Важным фактором обоснования радиационной безопасности АЭС является установление нормативов предельно допустимых выбросов и определения размера (границ) санитарно-защитной зоны с целью выполнения требований нормативно-технических документов Российской Федерации по ограничению облучения населения, проживающего вблизи атомных станций. Целью статьи является демонстрация применения разных методик определения границы (радиуса) санитарно-защитной зоны для проектируемых атомных станций с учетом метеорологических условий размещения строительной площадки при отсутствии исходной информации по выбросам радиоактивных веществ в условиях нормальной эксплуатации. В статье представлены варианты определения размера санитарно-защитной зоны на основе величин предельно допустимых выбросов, директивно заданных в действующих санитарных правилах, а также на основании предельно допустимых выбросов, установленных в соответствии с утвержденной Методикой Ростехнадзора. Приведены результаты, демонстрирующие влияние климатических условий площадки на особенности распространения радиоактивной примеси, и условия применимости значений предельно допустимых выбросов, указанных в СП АС-03, с учетом выполнения анализа местных условий на распределение дозовых нагрузок населения, проживающего вблизи выбранной площадки радиационного объекта.
В результате показано, что размер (радиус) санитарно-защитной зоны, в том числе, зависит от установленных нормативов предельно допустимых выбросов. С учетом данной связи, появляется возможность организовать санитарно-защитною зону, радиус которой будет совпадать с границей промплощадки атомной станции, что позволит выполнить требования к современным атомным станциям.
В статье рассматриваются характеристики барьерных глинистых материалов (БГМ), предназначенных для создания инженерных барьеров безопасности (ИББ) пунктов захоронения радиоактивных отходов (РАО), пунктов размещения особых РАО при их консервации, а также ядерных установок при их выводе из эксплуатации по варианту захоронения на месте. Авторами в развитие требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, относящихся к обеспечению долговременной безопасности при захоронении РАО, сформулированы функции безопасности, выполняемые ИББ на основе БГМ. С целью обеспечения возможности обоснования выбора БГМ и функций безопасности, выполняемых ИББ, авторами определен перечень показателей, которые необходимо измерять, нормировать и контролировать при проектировании и сооружении ИББ на основе БГМ. Представлено обоснование необходимых и достаточных характеристик БГМ для обеспечения долговременной безопасности пунктов захоронения РАО, которые включают:
▪ характеристики состава, строения и показателей свойств БГМ;
▪ функциональные свойства БГМ в составе ИББ;
▪ технологические показатели БГМ и ИББ на их основе.
Предложена классификация данных характеристик, которая может стать основой для нормирования и контроля качества БГМ.
Анализ безопасности атомной станции (АС), в соответствии с требованиями НП-001-15 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций», должен учитывать как внутренние воздействия (например, отказы систем (элементов) АС, вызванные пожарами, затоплениями, взрывами, приводящие к образованию летящих пред- метов, распространению токсичных веществ), так и внешние (например, землетрясения, ураганы, техногенные события). Требования к учету в анализе безопасности АС внешних воздействий установлены в НП-064-17 «Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на объекты использования атомной энергии». При этом не разработаны рекомендации относительно способа учета внутренних воздействий при обосновании безопасности АС, что не соответствует международной практике проектирования и обоснования ядерной и радиационной безопасности АС. Так, например, в стандартах МАГАТЭ № SSR-2/1, Западноевропейской ассоциации регулирующих органов (WENRA), Европейских производителей электроэнергии (EUR E) требования к учету внутренних и внешних воздействий подкреплены детальными рекомендациями в соответствующих руководствах по безопасности МАГАТЭ № SSG-64 и № SSG-77.
С целью освещения указанной проблемы в настоящей статье представлены результаты сравнительного анализа требований учета внутренних воздействий в проекте АС на основе рассмотрения международных норм и стандартов (МАГАТЭ, WENRA, EUR), а также национальных требований различных стран (Финляндии, Венгрии, Канады, Великобритании, России). Результаты сравнительного анализа российских и зарубежных требований в части учета внутренних воздействий при проектировании зданий, сооружений и систем при выполнении обоснования безопасности АС показали, что за рубежом этим вопросам уделяется большее внимание. Международный опыт проектирования АС показывает, что учет результатов детерминистического анализа внутренних воздействий, для которого в соответствующих рекомендациях определен порядок его выполнения, обеспечивает всестороннее и полное обоснование безопасности АС (например, установление невыявленных ранее исходных событий и их учет в составе проекта АС).
Представлен обзор современной системы защиты населения в случае радиационной аварии, основанной на оценке опасности объекта использования атомной энергии (ОИАЭ) и соответствующей такой оценке стратегии защиты населения в случае радиационной аварии. Применение данного подхода не предполагает расчета доз облучения населения на начальном этапе принятия решения о защитных мерах, но требует оценки состояния ОИАЭ путем применения уровней действия в аварийной ситуации (УДАС) для распознавания и классификации аварийной ситуации на ОИАЭ. Применение УДАС исключает необходимость проведения на начальном этапе аварии расчета доз и их сравнения с общими критериями принятия мер защиты населения.
На начальном этапе аварийной ситуации решения принимаются исключительно на основании анализа состояния критических функций безопасности и (или) физических барьеров ОИАЭ, предотвращающих радиационное воздействие на людей и окружающую среду, а на более поздних этапах развития аварийной ситуации (после завершения формирования загрязнения территории вследствие атмосферного выброса) – на основании анализа результатов радиационного мониторинга окружающей среды с применением действующих уровней вмешательства (ДУВ).
Проанализирована действующая в настоящее время в Российской Федерации система защиты населения при радиационной аварии, использующая концепцию предотвращаемой дозы как основу для принятия решения по защите населения. Применение этой концепции требует расчета доз облучения населения на начальном этапе аварии, что в условиях запроектных аварий практически невозможно из-за отсутствия данных о характеристиках атмосферного выброса радиоактивных веществ.
Внедрение в отечественную практику системы защиты населения в случае радиационной аварии, основанной на оценке опасности ОИАЭ и применяющей оперативные триггеры – УДАС и ДУВ, – является необходимым этапом извлечения уроков из прошлых аварий на ОИАЭ.