Проект концепции разработан следующими специалистами: Хамаза А.А., Шарафутдинов Р.Б., Белоусов А.В. (ФБУ “НТЦ ЯРБ”), Мирошниченко М.И., Гривизирский В.А. (Ростехнадзор).

Настоящая Концепция совершенствования нормативного правового регулирования безопасности и стандартизации в области использования атомной энергии (далее – Концепция) разработана с учетом положений нормативных правовых актов Российской Федерации, рекомендаций международных организаций в области использования атомной энергии, а также отечественного и зарубежного опыта деятельности органов государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

Предусмотренные Концепцией мероприятия направлены на повышение эффективности осуществления функций по выработке и реализации государственной политики в сфере нормативного правового регулирования безопасности при использовании атомной энергии и обеспечение эффективности и результативности реализации мероприятий, определенных Основами государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2025 года, утвержденными Президентом Российской Федерации 1 марта 2012 г. № Пр-539.

 

Для достижения указанных целей проводится и будет развиваться целенаправленная работа по совершенствованию системы нормативных правовых актов, регламентирующих обеспечение безопасности при использовании атомной энергии.

Основу данной системы составляют федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии (далее – ФНП), разрабатываемые с учетом рекомендаций международных организаций в области использования атомной энергии, в работе которых принимает участие Российская Федерация.

В настоящее время сформирована и действует система ФНП, включающая в себя 86 документов, устанавливающих требования по безопасности для объектов использования атомной энергии и видов деятельности в области использования атомной энергии.

Для обеспечения полноты требований к безопасности объектов использования атомной энергии и видов деятельности в этой области выполняется актуализация системы ФНП путем разработки новых документов, а также внесения изменений и дополнений в действующие документы.

В целях содействия соблюдению требований ФНП разработано 85 руководств по безопасности (далее – РБ), содержащих рекомендации по выполнению требований ФНП, в том числе по методам выполнения работ, методикам, проведению экспертиз и оценке безопасности, а также разъяснения и другие рекомендации по выполнению требований безопасности при использовании атомной энергии.

Практика применения ФНП и РБ показывает в целом эффективность установленных в них требований и рекомендаций, что, в первую очередь, подтверждается успешным и безопасным функционированием атомного энергопромышленного комплекса.

Проведенные в 2009 и 2013 гг. Миссии МАГАТЭ по комплексной оценке регулирующей деятельности в Российской Федерации подтвердили эффективность действующей в стране системы нормативного правового регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

Однако ряд факторов указывает на необходимость дальнейшего совершенствования нормативного правового регулирования безопасности и стандартизации в области использования атомной энергии. К этим факторам относятся:

1) Изменения федерального законодательства, относящегося к регулированию безопасности при использовании атомной энергии, направленные на установление единого похода к государственному регулированию ядерной, радиационной, промышленной (технической) безопасности объектов использования атомной энергии и видов деятельности, что выражается в единой системе федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, устанавливающих требования безопасности объектов использования атомной энергии, включая все элементы, входящие в их состав, а также виды деятельности в области использования атомной энергии, в том числе:

а) Федеральный закон от 21.07.1997 № 116-ФЗ

«О промышленной безопасности опасных производственных объектов» дополнен новым положением, установившим, что требования промышленной безопасности для объектов использования атомной энергии устанавливаются федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, принимаемыми в соответствии с Федеральным законом «Об использовании атомной энергии».

Данное положение исключило распространение на объекты использования атомной энергии федеральных норм и правил в области промышленной безопасности, одновременно обусловив необходимость разработки федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, устанавливающих требования промышленной безопасности для таких объектов.

б) В Федеральный закон от 21.07.1997

№ 117-ФЗ «О безопасности гидротехнических сооружений» введено положение, предусматривающее установление требований к обеспечению безопасности гидротехнических сооружений для объектов использования атомной энергии федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, принимаемыми в соответствии с Федеральным законом «Об использовании атомной энергии».

В связи с этим необходимо спланировать и осуществить разработку и принятие ФНП, устанавливающих требования к обеспечению и обоснованию безопасности гидротехнических сооружений объектов использования атомной энергии.

в) В Федеральный закон от 27.12.2002

№ 184-ФЗ «О техническом регулировании» внесен ряд изменений, исключивших из сферы его применения вопросы разработки и установления требований к безопасному использованию атомной энергии, в том числе требований к объектам использования атомной энергии и к видам деятельности в данной области.

В развитие внесенных изменений в Федеральный закон № 184-ФЗ постановлением Правительства Российской Федерации от 23 апреля 2013 г. № 362 «Об особенностях технического регулирования….» установлено, что государственные заказчики, органы государственного управления использованием атомной энергии и органы государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии вправе разрабатывать не противоречащие ФНП обязательные требования в отношении продукции, которая применяется на объектах использования атомной энергии и для которой устанавливаются требования, связанные с обеспечением безопасности в области использования атомной энергии, а также процессов проектирования (включая изыскания), производства, строительства, монтажа, наладки, эксплуатации, хранения, перевозки, реализации, утилизации и захоронения продукции.

Установление обязательных технических требований к продукции обусловлено, в первую очередь, необходимостью обеспечения безопасности ядерно- и радиационно опасных объектов и деятельности в области использования атомной энергии. Принятый подход позволяет реализовать принцип безусловного приоритета обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

В соответствии с постановлением Правительства Российской Федерации от 01.03.2013 № 173 «Об утверждении Положения об особенностях стандартизации продукции (работ, услуг), для которой устанавливаются требования, связанные с обеспечением безопасности в области использования атомной энергии….» недопустимо противоречие документов по стандартизации ФНП. Положением «Об особенностях стандартизации…» устанавливается необходимость формирования сводного перечня документов по стандартизации, которые применяются на обязательной основе.

Учитывая, что стандарты не должны противоречить требованиям, установленным ФНП, а также отсутствие в настоящее время достаточного комплекса документов по стандартизации, устанавливающих требования к продукции (работам, услугам) и (или) процессам, необходимо организовать планирование работ по стандартизации и разработку национальных стандартов (предварительных национальных стандартов).

2) Результаты анализа применения требований ФНП, показавшие, в частности, необходимость актуализации требований по безопасности к оборудованию и трубопроводам АЭС, относящимся к 1, 2, 3 классам безопасности, в том числе:

ПНАЭ Г-7-002-86 «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок»; ПНАЭГ-7-008-89 «Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов АЭУ»; ПНАЭ Г-7-009-89 «Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Общие положения»; ПНАЭ Г-7-010-89 «Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля»; НП-010-98 «Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций». Кроме того, необходимо завершение разработки новых ФНП «Правила контроля основного металла, сварных соединений и наплавленных поверхностей при эксплуатации оборудования, трубопроводов и других элементов АЭС».

3) Результаты анализа аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи», показавшие необходимость актуализации нормативной базы в части:

а) требований к противоаварийной документации (руководствам по управлению запроектными авариями, в том числе тяжёлыми авариями);

б) порядка объявления аварийной обстановки, оперативной помощи атомным станциям в случае радиационно опасных ситуаций (НП-005-98);

в) требований к учёту внешних воздействий природного и техногенного происхождения в проектах АЭС (в том числе к ослаблению последствий природных и техногенных воздействий, интенсивность которых превышает учитываемую в проектных основах) (НП-064-05 );

г) требований к размещению атомных станций (НП-032-01);

д) норм проектирования сейсмостойких атомных станций (НП-031-01);

е) требований к составу и содержанию отчётов по обоснованию безопасности атомных станций (НП-006-98).

4) Развитие науки, техники и производства в области использования атомной энергии, в том числе разработка и внедрение новых проектных и конструкторских решений, технологий и конструкционных материалов.

Проекты новых блоков АЭС предусматривают широкое использование управляющих систем на компьютерных технологиях, в связи с этим чрезвычайно важным направлением совершенствования нормативного регулирования безопасности является установление современных требований к управляющим системам, важным для безопасности атомных станций, в том числе:

«Требования к управляющим системам, важным для безопасности атомных станций, на базе программируемых цифровых устройств»;

«Требования к программному обеспечению, используемому в системах, важных для безопасности атомных станций».

5) Результаты анализа международного опыта регулирования безопасности при использовании атомной энергии, включая положения норм и руководств МАГАТЭ по безопасности, публикации Агентства по ядерной энергии ОЭСР, результатов деятельности Ассоциации западноевропейских органов регулирования безопасности (WENRA), Многонациональной программы оценки новых проектов АЭС (MDEP) и Форума органов регулирования стран, эксплуатирующих реакторы ВВЭР.

Основные задачи

С учетом отмеченных факторов необходимо решение следующих основных задач.

1. Инкорпорация ФНП и иных нормативных документов, принятых в период существования СССР и РСФСР, в систему нормативных правовых актов Российской Федерации, регламентирующих обеспечение безопасности при использовании атомной энергии.

2. Установление состава ФНП и иных нормативных документов, регламентирующих требования промышленной безопасности и требования к обеспечению безопасности гидротехнических сооружений объектов использования атомной энергии, и их разработка. В данных ФНП должны устанавливаться требования к соответствующим объектам, обладающим признаками опасности и нарушения в работе которых могут стать исходными событиями ядерной или радиационной аварии.

Кроме того, целесообразно осуществить дополнительную проработку вопросов применения положений Федеральных законов «О промышленной безопасности» и «О безопасности гидротехнических сооружений», устанавливающих отдельные разрешительные и процедурные механизмы (такие как классификация, декларирование, проведение экспертизы промышленной безопасности/экспертизы декларации безопасности гидротехнического сооружения и осуществления государственного надзора) обеспечения безопасности опасных производственных объектов, находящихся в составе и границах объектов использования атомной энергии, в том числе исходя из следующего:

• сооружение и эксплуатация опасных производственных объектов и гидротехнических сооружений в составе объекта использования атомной энергии осуществляются на основании лицензий на сооружение и эксплуатацию объекта использования атомной энергии;
• безопасность опасных производственных объектов и гидротехнических сооружений, расположенных в границах объекта использования атомной энергии, подлежит обоснованию безопасности в составе единого отчета по обоснованию безопасности объекта использования атомной энергии.

3. Разработка и реализация перспективных и текущих планов совершенствования ФНП с учетом современного уровня развития науки, техники и производства, потенциальной опасности объектов использования атомной энергии и осуществляемых на них видах деятельности, а также рекомендаций международных организаций.

Перспективное планирование осуществляется в целях:

• обеспечения периодического пересмотра действующих ФНП для учета современного уровня развития науки, техники и производства;
• информирования широкого круга заинтересованных физических и юридических лиц и учета их предложений по составу и содержанию ФНП.

Перспективный план разработки и пересмотра ФНП подлежит актуализации не реже одного раза в три года.

Текущее планирование осуществляется на 3-летний период исходя из работ, предусмотренных перспективным планом, и с учетом предложений органов государственного управления в области использования атомной энергии и органов государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

Реализация текущего плана должна быть подтверждена и обеспечена финансовыми и людскими ресурсами до его утверждения.

Подготовка плана на очередной период должна быть завершена не позднее, чем за один год до завершения текущего планового периода и не позднее, чем за три месяца до завершения текущего планового периода должен быть подготовлен предварительный (прогнозный) перечень национальных стандартов (предварительных национальных стандартов), разработку и пересмотр которых необходимо выполнить для реализации требований ФНП, включаемых в план разработки и пересмотра.

Плановая разработка и (или) пересмотр федеральных норм и правил должны выполняться с учетом возможности (целесообразности) стандартизации требований к продукции (работам, услугам) и (или) процессам, относящихся к объектам использования атомной энергии и видам деятельности, безопасность которых регламентируется в ФНП. В техническом задании на разработку (пересмотр) ФНП должны содержаться, при необходимости, указания на разработку перечня национальных стандартов, соблюдение которых является обязательным для реализации устанавливаемых в ФНП требований.

4. Анализ действующих руководств по безопасности и разработка на его основе плана совершенствования системы рекомендательных документов с учетом возможности выпуска на их основе национальных стандартов (предварительных национальных стандартов).

5. В целях обеспечения синхронизации разработки национальных стандартов (предварительных национальных стандартов) и плановой разработки (пересмотра) ФНП должен быть разработан план разработки национальных стандартов (предварительных национальных стандартов), содержащих требования к продукции (работам, услугам) и (или) процессам, выполнение которых является доказательной базой о соблюдении требований безопасности, содержащихся в ФНП.

Должна быть обеспечена согласованность планируемых работ по стандартизации между Ростехнадзором, Госкорпорацией «Росатом», Росстандартом и Техническим комитетом по стандартизации ТК 322.

Полный текст статьи…

Источник: http://www.secnrs.ru/publications/nrszine/1-71-2014/

Из воспоминаний о первых шагах промышленной атомной энергетики России. Букринский А.М., к.т.н., заслуженный энергетик России, ветеран атомной энергетики и промышленности.

Эта статья была написана более десяти лет тому назад для юбилейного сборника воспоминаний, который предполагался к изданию Белоярской АЭС. Однако по каким-то причинам этот сборник издан не был. По крайней мере, я ничего об этом не знаю. Сейчас, знакомясь с проектом реактора СВБР-100 с целью экспертизы ПООБ, я обнаружил, что опыт, описываемый в этой статье, может быть полезным для работы над данным проектом.

Мне довелось участвовать в работах по наладке тепломеханического оборудования при пуске первого блока Белоярской атомной электростанции (БАЭС). В то время я работал во Всесоюзном теплотехническом институте им. Ф.Э. Дзержинского (ВТИ), который по инициативе Василия Ефимовича Дорощука, тогда главного инженера института, вносил свой вклад в развитие атомной энергетики Советского Союза. Учитывая огромный опыт работы института в области теплотехники, он с самого начала развития атомной энергетики привлекался для работ в этой области. Традиционно это были вопросы теплофизики, тепломеханического оборудования, водно-химического режима. Мне было поручено возглавить бригаду ВТИ и его челябинского филиала, выполнявших пусконаладочные работы на первом блоке БАЭС. Учитывая значительный объем возложенных на институт работ, я был включен в состав группы руководства пуском, которую возглавлял научный руководитель пуска Лев Алексеевич Кочетков.

Особенностью первого блока БАЭС являлось то, что во многих участках его контуров существовало или возникало при определенных условиях двухфазное течение пароводяной смеси. Даже в настоящее время, спустя почти 35 лет после пуска первого блока БАЭС, режимы течения такой среды изучены крайне мало. Многие неожиданные сюрпризы, с которыми нам пришлось столкнуться во время пуска блока, были связаны именно с таким течением.

Но сначала хочется сказать несколько слов о людях, которые принимали участие в пусконаладочных работах на первом блоке БАЭС.

Прежде всего, мне хотелось бы с огромной теплотой вспомнить моего друга и заместителя по пусконаладочным работам на БАЭС Сережу Ермоленко, который возглавлял группу специалистов челябинского филиала ВТИ, принимавших участие в пуско-наладочных работах. К сожалению, он безвременно погиб в горах Кавказа во время одного из альпинистских восхождений. С ним мы много дней и ночей работали на блоке, проводя испытания, и его безвременная кончина стала тяжелой утратой для всего нашего коллектива.

От центрального института на БАЭС в пусконаладочных работах принимал участие Абрам Владимирович Ратнер. Он был ответственен за вибромеханическую устойчивость пароводяных коммуникаций реактора и за работу арматуры. Александр Акимович Кот отвечал за наладку водно-химических режимов первого и второго контуров, а также за химическую отмывку контуров перед пуском. В пусконаладочных работах принимал участие Борис Васильевич Дядякин и некоторые другие сотрудники центрального института. За челябинским филиалом ВТИ была закреплена наладка тепловой автоматики. Она осуществлялась под руководством Комарова Альвина Николаевича.

Работая на БАЭС, мы тесно сотрудничали с её персоналом и, прежде всего, с главным инженером станции Ивановым Борисом Георгиевичем и начальником производственно-технического отдела Гавриилом Александровичем Киреевым. Очень теплые воспоминания сохранились у меня о контактах с Алексеевым Михаилом Петровичем, заместителем начальника технологического цеха по реакторному оборудованию, и с Мурашевым Юрием Борисовичем, заместителем начальника технологического цеха по турбинному оборудованию. Впоследствии с Михаилом Петровичем Алексеевым мы встретились на совместной работе в системе Госатомэнергонадзора СССР.

Приехав впервые на БАЭС в 1962 году, я неожиданно встретился со своим институтским товарищем Альтшуллером Михаилом Александровичем, спустя 12 лет после окончания Московского авиационного института. Судьба распорядилась так, что вместо того, чтобы стать авиаторами, мы стали энергетиками. Михаил Александрович в то время выполнял функции главного технолога первого блока БАЭС от проектной организации – Ленинградского отделения института «Теплоэлектропроект», а я работал начальником лаборатории в ВТИ. В дальнейшем сотрудничество между нами было самым тесным.

Одним из первых сюрпризов, связанных с особенностями двухфазного течения, стало обнаружение мощных вибраций трубопровода сброса воды из барботера в деаэратор. Вибрации носили низкочастотный характер и сопровождались мощными глухими ударами, при которых сотрясалась вся деаэраторная этажерка. Сбросной трубопровод большого диаметра состоял из трех участков достаточно большой протяженности – двух вертикальных и одного горизонтального между ними. Вода из барботера при параметрах насыщения, поднимаясь по сбросной трубе, частично превращалась в пар, в результате чего происходило образование пароводяной смеси. На горизонтальном участке трубопровода пароводяной поток расслаивался, что приводило к формированию пробкового течения. Мощные водяные снаряды на повороте от горизонтального к вертикальному участку создавали периодические импульсы. Анализ этой сложной картины течения показал, что вызывающие мощную вибрацию трубопровода импульсы не представляют особой опасности для самого трубопровода и требуют лишь его дополнительного раскрепления, что и было успешно реализовано.

Еще один серьезный казус, обусловленный образованием двухфазного течения, произошел при первом опробовании пусковых линий питательного узла второго контура. Поскольку никаких неожиданностей при испытаниях этого узла не предполагалось, то его испытания проводились в ночную смену. Однако наутро оказалось, что весь узел разрушен. Анализ работы этого узла показал, что на его регулирующем клапане срабатывался чрезмерно большой перепад давления. Это приводило к вскипанию воды с последующей конденсацией пара в зоне восстановления давления. Возникавшие при этом гидроудары на стенке трубы скоро привели к её полному разрушению. Этот случай был впоследствии описан в одном из номеров журнала «Теплоэнергетика» за 1965 год.

С мощными гидроударами нам пришлось еще раз столкнуться при испытаниях технологичес-кого конденсатора. В качестве такового на первом блоке БАЭС был применен серийный горизонтальный многоходовой водотрубный теплообменник. Пар второго контура направлялся в межтрубное пространство и конденсировался на трубках, по которым протекала охлаждающая вода. После накопления определенного количества конденсата часть трубного пучка затапливалась, а межходовые перегородки также оказывались подтопленными водой, в результате чего отдельные камеры ходов оказывались изолированными друг от друга гидрозатворами. Вода, омывающая часть трубного пучка, переохлаждалась и при конденсации в ней пара возникали мощные гидроудары. Испытания пришлось немедленно прекратить, а теплообменник полностью реконструировать. После того, как межходовые перегородки были ликвидированы, а теплообменник установлен вертикально, его работа нормализовалась.

Для двухфазных потоков пароводяной смеси характерно еще одно неприятное явление, которое может возникать в парогенерирующих каналах. Речь идет о гидродинамической неустойчивости потока, которая возникает при определенных условиях и с учетом нелинейности реальной системы приводит к низкочастотным автоколебаниям расхода и всех других связанных с ним параметров. На первом блоке БАЭС это произошло в самом неожиданном месте – в линиях подачи питательной воды в парогенераторы. Таких линий на первом блоке было четыре, по две на каждый барабан-испаритель. В каждой линии перед испарителями были последовательно установлены по два теплообменника для подогрева питательной воды. При этом во втором из них частично происходило парообразование. Таким образом, каждая из линий представляла собой не что иное, как парогенерирующий канал. Вот в этих то линиях и возникала гидродинамическая неустойчивость с низкочастотными колебаниями расходов большой амплитуды. Колебания расходов приводили к термокачкам, считавшимся опасными для трубопроводов.

Единственным известным в то время эффективным средством борьбы с такими колебаниями расхода было дросселирование потока на входе в парогенерирующий канал. Оно и было применено в данном случае. Правда, учитывая ограниченные возможности повышения гидравлического сопротивления линий подачи питательной воды, полностью ликвидировать колебания расходов в этих линиях не удалось. Однако оставшиеся небольшие колебания были признаны неопасными и с ними пришлось смириться.

Вот так закончилась двухфазная одиссея на первом промышленном энергоблоке БАЭС, оставившая неизгладимый след у всех её участников.

Богдан С.Н. к.т.н., Шевченко С.А. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье представлены результаты обзора подходов регулирующих органов США, Канады, Великобритании и Франции, а также рекомендаций МАГАТЭ к оценке верификации программных средств, применяемых для обоснования безопасности ОИАЭ. Приведены сведения об опыте оценки (экспертизы) программных средств, о выполняемой в рамках действующей в системе Ростехнадзора процедуры аттестации программных средств.

О применяемых терминах «верификация» и «валидация»

Приведенные в документах МАГАТЭ [1], [2] и американского ядерного общества (The American Nuclear Society, далее – ANS) [3] определения терминов «верификация» и «валидация» программных средств (далее – ПС) несколько отличаются друг от друга, но сводятся к следующему:

• «верификация» («verification») – подтверждение правильности решения уравнений;
• «валидация» («validation») – подтверждение правильности выбора этих уравнений (т.е. корректности решения «правильных» уравнений).

С тем фактом, что определения указанных терминов в разных странах отличаются и далеки от идеала, мы столкнулись давно, еще в начале 90-х, когда формировалась система экспертного совета по аттестации ПС при Госатомнадзоре России. Тогда же были проведены дискуссии на эту тему, в том числе с иностранными экспертами, после чего стало ясно, что во всех странах исходят из того, что процедуры «verification» и «validation» ПС взаимосвязаны, искусственно не отделяются друг от друга и не противо¬поставляются друг другу.

Фактически во всех странах применяется объединенный термин «verification and validation process» («V&V process»). При проведении верификации-валидации ПС оценке подлежат все компоненты:

• расчетная модель (как совокупность физической/математической постановки, применяемых уравнений, принятых допущений с учетом области применения ПС и т.п.);
• собственно программное средство (как реализация расчетной модели);
• результаты, получаемые посредством программного средства.

Все эти 3 компонента тесно связаны, поэтому установить однозначную границу между процессами «verification» и «validation», скорее всего, невозможно. Упрощенно можно охарактеризовать, что процесс «verification» направлен в большей степени на оценку адекватности реализации расчетной модели в программном средстве (model implementation), в то время как процесс «validation» направлен в большей степени на оценку адекватности собственно расчетной модели и расчетных результатов с точки зрения отображения реальных физических явлений или процессов (representation of the real world).

В руководящем документе Ростехнадзора РД-03-34-2000 [4] предусмотрено применение только термина «верификация», который определен следующим образом:

«Верификация – это обоснование возможности использования ПС в заявленной области применения и погрешности расчета параметров путем сравнения с экспериментальными данными, расчетными данными, полученными по другим ПС, результатами аналитических тестов, теоретического анализа».

Таким образом, понятие «верификация» ПС, с точки зрения регулирующих требований Ростехнадзора, включает в себя как верификацию, так и валидацию ПС в объеме определений этих терминов, приведенных в документах МАГАТЭ [1], [2] и ANS [3].

О рекомендациях МАГАТЭ

В документе МАГАТЭ SSG-2 [2], который развивает требования документа МАГАТЭ SSR-2/1 «Безопасность АЭС: проектирование» [5], приведены рекомендации о применении только верифицированных программных средств при обосновании безопасности АЭС. Рекомендациям по проведению верификации программных средств посвящен раздел 6 «Verification and validation of computer codes» документа МАГАТЭ [2].

Требования к верификации ПС, установленные в РД-03-34-2000 [4], в целом соответствуют упомянутым рекомендациям МАГАТЭ. В п. 6.22 SSR-2/1 [5] МАГАТЭ рекомендует проводить оценку программных средств, предназначенных для комплексного анализа безопасности, в два этапа: первый этап выполняется разработчиками ПС, второй – независимой от разработчиков командой с использованием собственных экспериментальных данных. При этом, согласно п. 6.28 документа [2], МАГАТЭ рекомендует представлять результаты обоснования применения ПС в верификационном отчете, который должен являться частью документов, подаваемых в регулирующий орган при лицензировании.

О практике оценки ПС в США

Требования к верификации программных средств и процедура их признания Комиссией по ядерному регулированию США (The US Nuclear Regulatory Commission, далее – US NRC) приведены в NUREG-0800 [6] и Regulatory Guide 1.203 [7]. Раздел 15.0.2 NUREG-0800 [8] достаточно подробно описывает предмет экспертизы (Глава I «Areas of review»), критерии оценки (Глава II «Acceptance criteria»), процедуру экспертизы (Глава III «Review procedure») и результаты экспертизы (глава IV «Evaluation findings»).

Целью экспертизы методик и программных средств, применяемых для обоснования безопасности, является подтверждение того, что расчетные модели, выбранные заявителем для выполнения указанных анализов, позволяют получить достоверные результаты.

Согласно главе III документа [8], процедура экспертизы ПС включает в себя проведение экспертами US NRC предварительной оценки документов по ПС (Acceptance Review) и собственно экспертизы ПС (Detailed Review). При этом US NRC оставляет за собой право проводить независимые расчетные оценки (Independent Analysis) представленных на экспертизу обоснований применимости ПС.

Раздел 4 «Review of General Purpose Computer Programs» главы III документа [8] описывает подходы US NRC к экспертизе комплексных программных средств, которые могут быть применены для обоснования безопасности различных АЭС одного типа, а не для конкретного энергоблока. Процедура экспертизы ПС предусматривает проведение экспертами US NRC оценки расчетных моделей, реализованных в ПС. При этом указывается, что эксперты US NRC должны составлять отчет по оценке ПС, содержащий результаты экспертизы и анализа документов о верификации ПС с выводами об области применения ПС и указаниями о выявленных ограничениях по их применению.

Рекомендации по проведению верификации программных средств, предназначенных для обоснований безопасности легководных реакторов, содержатся в регулирующем руководстве RG 1.203 [7]. Согласно этому документу, US NRC рекомендует оценивать концепцию расчетной модели (Evaluation Model Concept), под которой понимается вся расчетная структура ПС, которая может включать в себя несколько программных модулей и базы исходных данных. Документ [7] детально описывает требования к процессу разработки расчетной модели и ее верификации, к представлению информации о задачах, поставленных для расчетной модели (EM requirements), к описанию методологии расчетной модели (EM methodology), к описанию программных модулей, входящих в расчетную модель (code description manuals), к структуре руководства пользователя ПС (user manuals and user guidelines), а также отчетов по оценке получаемых по ПС результатов (scaling reports, assessment reports) и отчетов по анализу неопределенностей расчетной модели (uncertainty analysis reports).

US NRC уделяет большое внимание верификации программных средств. Так, для проведения верификации теплогидравлических кодов US NRC инициировала программу CAMP (Code Applications and Maintenance Program), а для тяжелоаварийных кодов – программу CSARP (The Cooperative Severe Accident Research Program). В рамках этих программ US NRC совместно с различными международными организациями разрабатывает верификационные отчеты по ПС (например [9]-[11]). Отметим, что участие в таких программах представляет интерес и для российского регулирующего органа.

Кроме экспертизы верификационных отчетов по ПС, для признания возможности их применения при обосновании безопасности US NRC проводит аудиты заявителей программных средств (на территории заявителей). Например, согласно документу [12], целью такого аудита является оценка программных средств, применяемых для статических, динамических и теплогидравлических расчетов трубопроводов и элементов реактора.

Из анализа документа [12] следует еще один важный вывод о том, что US NRC требует проведения обоснования применимости для анализов безопасности не только специализированных программных средств, но и так называемых «коммерческих кодов» (таких, как ANSYS, ABAQUS и NASTRAN), широко применяемых промышленностью вне атомной отрасли.

В США, помимо рекомендаций US NRC, действует ряд национальных стандартов, содержащих требования к верификации программных средств, например ANSI/ANS-10.4-2008 [3], ASME V&V 20-2009 [13], ASME V&V 10-2006 [31].

В информационной системе ADAMS US NRC представлены верификационные отчеты по ПС ARCADIA (совместный нейтронно-физический и теплогидравлический расчет) [14], COBRA-FLX (теплогидравлический расчет) [15] и MONC 8A (расчет размножающих свойств различных систем методом Монте-Карло) [16]. В информационной системе можно также найти результаты экспертной оценки этих верификационных отчетов, выполненной экспертами US NRC (например [17] и [18]).

Анализ указанных материалов показал схожесть подходов, принятых в США и в России как к разработке верификационных отчетов по ПС, так и к экспертизе таких отчетов.

Кроме того, стоит обратить внимание на сроки выполнения экспертиз. Например, экспертиза ПС ARCADIA заняла 3 года – с момента поступления в US NRC заявления до даты выпуска отчета о результатах экспертизы, в котором эксперты US NRC признают возможность использования ПС при обосновании безопасности. Такие сроки соответствуют практике Совета по аттестации ПС при Ростехнадзоре по экспертизе аналогичных ПС.

Согласно информации, представленной на официальном сайте US NRC (http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/safetycodes.html), эксперты US NRC располагают различными программными средствами для проведения независимых расчетных оценок (в том числе и при экспертизе верификации программных средств), например:

• PARCS – для расчетов кинетики реактора;
• TRACE, RELAP5, SNAP – для теплогидравлических расчетов;
• FRAPCON-3, FRAPTRAN – для расчетов поведения топлива;
• MELCOR, MACCS2, SCDAP/RELAP5, CONTAIN, IFCI, VICTORIA – для расчетов тяжелых аварий;
• VARSKIN – для расчетов дозовых нагрузок;
• DandD, RESRAD 6.0 – для расчетов миграции радионуклидов;
• SAPHIRE – для расчетов применительно к ВАБ.

О практике оценки ПС в Канаде

Основным документом, устанавливающим требования Комиссии по атомному регулированию Канады (далее – CNSС) к обоснованию безопасности АЭС, является RD-310 [19]. Требование о том, что применяемые для обоснования безопасности АЭС ПС должны быть верифицированы, установлены в разделе 5.4.1 документа [19].

Рекомендации CNSС о том, как это требование выполнять, приведены в документе GD-310 [20]. Раздел 5.4.5 документа [20] предполагает, что при обосновании возможности использования ПС для лицензионных расчетов необходимо:

• установить границы применимости кода (computer code applicability);
• представить сведения о верификации ПС и оценке погрешностей получаемых результатов расчетов (code validation and quantification of accuracy);
• оценить степень консерватизма ПС (conservatism in analysis).

По каждому указанному выше пункту в документе [20] даются детальные рекомендации. В части, касающейся верификации ПС, эти рекомендации близки по структуре к требованиям, предъявленным к верификационным отчетам, установленным в РД-03-34-2000 [4]. Стоит отметить также рекомендации пункта 5.4.5.2 [20], которые предусматривают, что используемые в ПС модели расчета должны быть не просто верифицированы, но и рекомендованы для обоснования безопасности. При этом верификационные отчеты по ПС должны пройти квалифицированную экспертизу, участники которой не должны иметь никакого отношения к разработке верификационных отчетов.

Кроме того, согласно требованиям пп. 5.1 и 5.4.5 [19], разработка, верификация и использование программных средств, применяемых при обосновании безопасности, являются объектами менеджмента качества и должны соответствовать требованиям стандарта Канадской ассоциации стандартов CSA N 286.7-99 [21] (содержание данного документа, к сожалению, в открытых источниках не доступно).

Регулирующий документ RD-327 [22], устанавливающий требования CNSС, направленные на предотвращение аварий с возникновением критичности при обращении, хранении, переработке и транспортировании делящихся материалов и при долгосрочном обращении с ядерными отходами, также содержит требования, касающиеся программных средств. Согласно разделу 2.3.4 документа [22], расчетные методы и программные средства, применяемые при анализе аварий с возникновением критичности, должны быть верифицированы, а п. 2.3.4.4 [22] устанавливает требования к содержанию верификационного отчета по ПС.

Анализ годовых отчетов о работе CNSС [23] и [24] дает представление о том, какие ПС проходили экспертизу в канадском регулирующем органе в 2009 и 2010 г. соответственно. В частности, на стр.119 приложения E «Проблемы безопасности реакторов CANDU» [23] CNSС указывает, что в 2009 г. CNSС продолжала работы по экспертизе верификации ПС, используемых заявителями, а также по мониторингу соблюдения эксплуатирующими организациями установленных требований к верификации ПС. При этом отмечается, что, несмотря на успехи в некоторых областях, работы, проводимые по верификации, не в полной степени соответствуют требованиям, которые позволили бы оценить качество этих ПС.

О практике оценки ПС во Франции

Французские нормативные документы не так широко освещены в открытых источниках как американские или канадские, однако представление о подходах регулирующего органа (далее – ASN) к признанию ПС для применения при обоснованиях безопасности можно получить из информационных сообщений на официальном сайте ASN.

Например, согласно информационной справке № 11 от 12 сентября 2011 г. [25], ASN проводило оценку расчетных методов, примененных эксплуатирующей организацией при анализе аварий на АЭС с реактором EPR. ASN отмечает, что компанией «EDF Energy» разработано новое ПС «MTC 3D», предназначенное для анализа аварий с разрывом трубопроводов. Основываясь на выполненных экспертами организации научно-технической поддержки (далее – IRSN) результатах «всесторонних» исследований, ASN сделал выводы о том, что ПС «MTC 3D» не может быть использовано для анализа аварий с разрывом паропроводов с одновременным отключением главного циркуляционного насоса (и это при том, что компания «EDF Energy» представляла дополнительное обоснование, которое эксперты IRSN также сочли недостаточным).

Отметим, что обмен опытом с IRSN по подходам и регулирующей основе «всесторонних» исследований, которые были применены при экспертизе ПС «MTC 3D», представляет интерес для ФБУ «НТЦ ЯРБ» и российского регулирующего органа.

О практике оценки ПС в Великобритании

В документе британского регулирующего органа (далее – HSE) [26], пункты FA.17,18 «Анализ отказов: обоснование верификации моделей и данных», определено, что используемые при анализе расчетные методы должны достоверно описывать происходящие физико-химические процессы.

При этом документ HSE [27] содержит требования об обязательном применении верифицированных расчетных методик и программных средств при обосновании действующих АЭС (Licence Condition 14), проектируемых АЭС (Licence Condition 19), а также при проведении экспериментов или при модернизации на АЭС (Licence Condition 22).

Рекомендации HSE по проведению верификации ПС, а также экспертизе ПС приведены в техническом руководстве [28]. В частности, этот документ содержит рекомендации по оценке результатов верификации нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов, проводимых с использованием интегральных ПС при анализе проектных и запроектных аварий. Приложение 1 документа [28] полностью посвящено оценке верификации ПС класса CFD.

О практике оценки (экспертизы) и аттестации ПС в России

Требования о том, что ПС, применяемые при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии, должны быть аттестованы, установлены в целом ряде федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Процедура организации экспертизы ПС определена в руководящем документе Ростехнадзора – РД-03-33-2008 [29], согласно которому реализацию этой процедуры выполняет ФБУ «НТЦ ЯРБ». Указанным руководящим документом предусмотрено, что заявитель ПС должен разработать отчет о верификации (обосновании) программного средства. Требования к такому отчету установлены в руководящем документе Ростехнадзора РД-03-34-2000 [4]. Рекомендации по верификации ПС по направлению «нейтронно-физические расчеты» приведены в РБ-061-11 [30].

Экспертизу ПС проводят эксперты, входящие в действующий при Ростехнадзоре Экспертный совет по аттестации программных средств (далее – Совет), который имеет 7 тематических секций. В числе экспертов – высококвалифицированные специалисты из более чем 30 ведущих российских научно-технических организаций, что позволяет проводить компетентную оценку различных ПС.

В соответствии с п. 4 РД-03-33-2008 [29], под экспертизой ПС понимается регламентированная процедура признания возможности использования ПС в заявленной области для расчета параметров с определенной погрешностью. При положительных выводах экспертизы ПС на основе рекомендаций Совета ФБУ «НТЦ ЯРБ» оформляет аттестационный паспорт соответствующего программного средства, в приложении к которому указываются его назначение, область применения, краткое описание, сведения о погрешности расчета параметров при использовании данного ПС и др.

По состоянию на август 2013 г. аттестационные паспорта оформлены для 330 ПС, предназначенных для выполнения различных расчетов (нейтронно-физические, теплогидравлические, прочностные и др.).

Заключение

Регулирующие органы в странах с развитой ядерной энергетикой обязательно осуществляют экспертизу ПС, применяемых заявителями при обосновании безопасности ОИАЭ.

Принятые в этих странах подходы в отношении признания возможности использования того или иного ПС при обосновании безопасности близки между собой и предполагают, что разработчик программного средства разрабатывает отчет о верификации ПС, который является предметом экспертизы со стороны регулирующего органа.

В проведении экспертизы отчетов о верификации ПС непосредственное участие принимают эксперты регулирующего органа и организаций его научно-технической поддержки.

Литература

1. IAEA safety glossary. Terminology used in nuclear safety and radiation protection: 2007 edition. – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2007.
2. IAEA SSG-2: Deterministic safety analysis for nuclear power plants: safety guide. – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2009.
3. American National Standard ANSI/ANS-10.4-2008: Verification and Validation of Non-Safety-Related Scientific and Engineering Computer Programs for the Nuclear Industry Current Standard; Supersedes ANSI/ANS-10.4-1987; R1998; W2008. Illinois, 2008.
4. Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании ПС, применяемые при обосновании безопасности ОИАЭ. РД-03-34-2000.
5. IAEA SSR-2/1. Safety of nuclear power plants: design. Specific safety requirements. – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2012.
6. Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants: LWR Edition (NUREG-0800, Formerly issued as NUREG-75/087), NRC.
7. Transient and accident analysis methods. Regulatory guide 1.203, NRC (U.S. Nuclear Regulatory Commission), 2005.
8. Review of transient and accident analysis methods. NUREG-0800, chapter 15.0.2. NRC (U.S. Nuclear Regulatory Commission), 2007.
9. NUREG/IA-0224. International Agreement Report An Assessment of TRACE V5 RC1Code Separator Model with the Westinghouse Model Boiler 2 Experiments, Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission Washington, 2010.
10. NUREG/IA-0241. International Agreement Report Assessment of the TRACE Code Using Transient Data from Maanshan PWR Nuclear Power Plant, Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission Washington, 2010.
11. NUREG/IA-0167. International Agreement Report Assessment Study of RELAP5/MOD3.2 Based on the Kalinin NPP Unit-1 Stop of Feedwater Supply to the Steam Generator No. 4, Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission Washington, 1999.
12. Computer programs and piping related to united states – advanced pressurized water reactor tier 2, section 3.9.1 and section 3.12 audit plan, NRC, 2011.
13. Standard for Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer. ASME V&V 20-2009. New York, 2009.
14. ANP-10297NP. The ARCADIA® Reactor Analysis System for PWRs Methodology Description and Benchmarking Results Topical Report. AREVA NP Inc., 2010.
15. ANP-10311NP. COBRA-FLX: A Core Thermal-Hydraulic Analysis CodeTopical Report, AREVA NP Inc., 2010.
16. MONK 8A. Validation and verification. Eagle Rock Enrichment Facility. AREVA NP Inc., 2006
17. Final safety evaluation by the office of nuclear reactor regulation topical report ANP-10297P, revision 0 «Еhe Arcadia® reactor analysis system for PWRs methodology description and benchmarking results», NRC, 2013.
18. Final safety evaluation by the office of nuclear reactor regulation. Topical report “COBRA-FLX: A core thermal-hydraulic-analysis code topical report” ANP-10311p, revision 0, NRC, 2013.
19. Regulatory document RD-310: Safety Analysis for Nuclear Power Plants, Canadian Nuclear Safety Commission, Canada, 2008.
20. Guidance document GD-310: Guidance on Safety Analysis for Nuclear Power Plants, Canadian Nuclear Safety Commission, Canada, 2012.
21. N286.7-99 (R2012). Quality Assurance of Analytical, Scientific and Design Computer Programs for Nuclear Power Plants, Canadian Standards Association (CSA), 2012.
22. Regulatory document RD-327: Nuclear Criticality Safety, Canadian Nuclear Safety Commission, Canada, 2010.
23. CNSC staff integrated safety assessment of Canadian nuclear power plants for 2009, Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC), 2010.
24. CNSC staff integrated safety assessment of Canadian nuclear power plants for 2010, Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC), 2011.
25. Information notice N 11. Highlights of ASN’s inspection efforts at the Flamanville EPR construction site. ASN, Paris, September 12, 2011.
26. Safety Assessment Principle for Nuclear Facilities, Health and Safety Executive 2006 Edition, Revision 1.
27. An agency of HSE Office for Nuclear Regulation License condition handbook Issue Date: October 2011.
28. Nuclear Safety Technical Assessment Guide «Validation of Computer Codes and Calculation Methods» NS-TAST-GD-042 Revision 2, HSE Office for Nuclear Regulation, 2013.
29. Инструкция об организации проведения экспертизы программных средств, применяемых при обосновании и (или) обеспечении безопасности объектов использования атомной энергии. РД-03-33-2008.
30. Положение о проведении верификации и экспертизы программных средств по направлению «Нейтронно-физические расчеты. РБ-061-11.
31. Guide for Verification and Validation in Computational Solid Mechanics. ASME V&V 10-2006, New York, 2006.

Букринский А.М., к.т.н.,  Ланкин М.Ю., к.т.н., Шарафутдинов Р.Б., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Мирошниченко М.И. (Ростехнадзор), Сидоренко В.А., д.т.н., проф., чл.-корр. РАН (НИЦ «Курчатовский институт»), Беркович В.М. (АО «Атомэнергопроект»).

Изложены причины принятия решения о необходимости обновления Общих положений обеспечения безопасности атомных станций, дана информация о процессе разработки проекта обновленных Общих положений, перечислены внесенные в него наиболее значительные по сравнению с действующим нормативным документом изменения.

В журнале «Ядерная и радиационная безопасность» (№ 1(75) – 2015) опубликован подготовленный в соответствии с Порядком [1]  проект новой редакции Общих положений обеспечения безопасности атомных станций –системообразующего документа из ряда федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, относящихся к АС. Этой публикации предшествовала большая работа, краткое описание которой является содержанием данной статьи.

Периодическое обновление нормативных документов в области использования атомной энергии, в том числе федеральных норм и правил, таких как ОПБ АС, обусловлено необходимостью учета накапливаемого опыта эксплуатации, учета международного опыта, новых достижений науки и техники, опыта правоприменительной практики и изменений в законодательстве.

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций были существенно обновлены в 1988 г. после аварии на Чернобыльской АЭС. Практически это была их полная переработка, так как эта авария показала необходимость коренного изменения общей концепции безопасности АС. Было исключено понятие гипотетической аварии, появились запроектные аварии, увеличилось до пяти число уровней глубокоэшелонированной защиты, появилось понятие культуры безопасности.

Спустя примерно 10 лет, в 1997 г., Общие положения обеспечения безопасности атомных станций были вновь обновлены (ОПБ-88/97 [2]) для учета указанных выше факторов, накопившихся к этому времени, однако концепция безопасности АС осталась неизменной.

С тех пор прошло более 17 лет. За прошедшее время претерпело изменения национальное законодательство как в области использования атомной энергии, так и в смежных областях права, осуществлены масштабные проекты по повышению безопасности российских атомных блоков, в том числе в рамках продления проектного срока службы, накоплен существенный эксплуатационный опыт как в стране, так и в мире, эволюционировало понимание подходов к обеспечению безопасности атомных объектов. Международный консенсус в части этих подходов отражен в стандартах МАГАТЭ, которые в последние годы значительно обновились, в частности, в 2011 – 2012 гг. увидели свет два новых стандарта МАГАТЭ, относящиеся к АС [3,4], извлечены уроки из произошедших инцидентов и аварий, включая тяжёлую аварию на АЭС «Фукусима-Дайичи» (см., например, [5]), накоплен опыт правоприменения ОПБ-88/97 [2].

Все отмеченное свидетельствовало о необходимости обновления ОПБ-88/97 [2] и послужило мотивом разработки проекта новой редакции данного нормативного документа.

До начала разработки проекта новых Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ АС) была проделана подготовительная  работа, включившая выполнение сравнительного анализа требований российских нормативных документов с требованиями стандартов МАГАТЭ SSR-2/1 [3] и SSR-2/2 [4]. Результаты этого анализа представлены в [6]. Была также проанализирована правоприменительная практика за период после предыдущего обновления Общих положений обеспечения безопасности атомных станций и рассмотрены произошедшие за это время изменения российского законодательства.

Выполненные сравнения показали, что российские требования к безопасности АС, в основном, соответствуют требованиям указанных стандартов МАГАТЭ. Вместе с тем, были выявлены области, в которых российские нормативные документы следовало откорректировать для достижения более полной гармонизации со стандартами МАГАТЭ.

Был выполнен анализ соответствия ОПБ-88/97 [2] требованиям федеральных законов [7] − [12] и других нормативных документов, а также опыта правоприменения [2]. В результате этой работы также были выявлены аспекты, по которым ОПБ-88/97 [2] требуют корректировки.

Для работы над новой редакцией ОПБ АС в 2012 г. в Ростехнадзоре была создана рабочая группа, в которую вошли представители Ростехнадзора и его организации научно-технической поддержки (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), а также институтов АО «Атомэнергопроект» и НИЦ «Курчатовский институт».

За основу был принят разработанный в ходе подготовительной работы проект обновленных ОПБ АС, в котором была сохранена структура и концептуальный подход к безопасности АС действующих ОПБ-88/97 [2], но которая, тем не менее, претерпела изменения для учета результатов упоминавшихся выше анализов.

Так, в частности, из ОПБ-88/97 [2] был исключен раздел, посвящённый государственному управлению при использовании атомной энергии и государственному регулированию безопасности, поскольку эти вопросы регулируются Федеральным законом [7], а из раздела «Обеспечение безопасности при эксплуатации» было исключено рассмотрение вопросов вывода из эксплуатации, так как они были выделены в самостоятельный раздел.

Из значимых изменений следует отметить следующие:

• уточнено понятие «безопасность атомной станции», оно приведено в соответствие со стандартом МАГАТЭ верхнего уровня SF-1 [13];
• более развернуто сформулированы требования к анализам проектных и запроектных аварий;
• доработаны правила классификации систем и элементов АС;
• введена новая категория систем и элементов АС: теперь, помимо систем и элементов нормальной эксплуатации и систем и элементов безопасности, рассматриваются также специальные технические средства для управления запроектными авариями; введен ряд требований к указанным специальным техническим средствам;
• расширено содержание понятия «культура безопасности», оно теперь в существенно большей степени соответствует тому, как это понятие раскрывается в международных документах, например в INSAG-4 [14];
• уточнены требования к реализации глубокоэшелонированной защиты; в частности, введено требование о необходимости принять все разумно достижимые меры, обеспечивающие независимость уровней глубокоэшелонированной защиты друг от друга, а также меры, направленные на предотвращение повреждения одних физических барьеров вследствие повреждения других, а также нескольких физических барьеров вследствие одного воздействия;
• обновлены требования к выводу блока АС из эксплуатации;
• обновлены требования к проведению ядерно-опасных работ и сам термин «ядерно-опасные работы»;
• введено понятие «управление в целях безопасности», появившееся в стандарте МАГАТЭ SSR-2/1 [3];
• расширены требования к анализу опыта эксплуатации, в частности, введено понятие «предвестника тяжелой аварии», предложена дополнительная процедура рассмотрения событий-предвестников, обладающих значимой условной вероятностью перехода в тяжелую стадию.

Проект ОПБ АС рассылался для рассмотрения и выдачи замечаний заинтересованным сторонам в соответствии с перечнем, установленным Ростехнадзором в техническом задании на разработку данного нормативного документа. В их число вошли ОАО «Концерн Росэнергоатом» и его филиалы – атомные станции, проектные институты, конструкторские организации, другие предприятия Госкорпорации «Росатом», а также структурные подразделения Ростехнадзора, включая управления центрального аппарата и межрегиональные территориальные управления по надзору за ядерной и радиационной безопасностью.

На первую редакцию проекта ОПБ АС поступило около 2200 замечаний и комментариев. Замечания касались самых разных пунктов и разделов проекта. Практически ни один пункт не остался без внимания. Все замечания и комментарии были внимательно рассмотрены рабочей группой. По многим из них были внесены коррективы в подготовленный проект ОПБ АС, а по отклоненным замечаниям даны аргументированные разъяснения причин их неприемлемости.

В 2013 г. было проведено двухдневное согласительное совещание с представителями отрасли (эксплуатирующая организация, проектные институты, конструкторские бюро и другие предприятия Госкорпорации «Росатом») и структурных подразделений Ростехнадзора, на котором обсуждалась первая редакция проекта ОПБ АС. В 2014 г. также была проведена серия совещаний с представителями предприятий Госкорпорации «Росатом» для обсуждения отдельных вопросов проекта редакции, предлагаемой к опубликованию.

В целом большинство замечаний носило конструктивный характер и способствовало улучшению редакции ОПБ АС .

Проект обновленных ОПБ АС соответствует современным международным подходам к безопасности АС, учитывает накопленный отечественный и зарубежный опыт эксплуатации АС, уроки, извлеченные из аварий (в том числе из аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи»), изменения, произошедшие в российском законодательстве и опыт правоприменения.

Список литературы

1. Порядок разработки федеральных норм и правил в области использования атомной энергии в Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору и требования к их оформлению и изложению. Утвержден приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 24 января 2011 г. № 27.
2. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. М., НТЦ ЯРБ.
3. Нормы МАГАТЭ по безопасности. Безопасность атомных электростанций: проектирование. Конкретные требования безопасности. № SSR-2/1. МАГАТЭ, Вена, 2012.
4. Нормы МАГАТЭ по безопасности. Безопасность атомных электростанций: ввод в эксплуатацию и эксплуатация. Конкретные требования безопасности. № SSR-2/2. МАГАТЭ, Вена, 2011.
5. Ланкин М.Ю., Хамаза А.А., Шарафутдинов Р.Б., Мирошниченко М.И. О некоторых аспектах обоснования безопасности атомных станций (уроки аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи»). Ядерная и радиационная безопасность, № 1(63), 2012.
6. Букринский А.М. Безопасность атомных станций по федеральным нормам и правилам России и стандартам МАГАТЭ (Сравнение основных принципов и требований по обеспечению безопасности, второе обновленное издание). Труды НТЦ ЯРБ. М., НТЦ ЯРБ, 2012.
7. Об использовании атомной энергии: федер. закон Рос. Федерации от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ: принят Гос. Думой 20 октября 1995 г.
8. Градостроительный кодекс Российской Федерации: федер. закон Рос. Федерации от 29 декабря 2004 г. № 190-ФЗ: принят Гос. Думой 22 декабря 2004 г.: одобр. Советом Федерации Федер. Собр. Рос. Федерации 24 декабря 2004 г.
9. О техническом регулировании: федер. закон Рос. Федерации от 27 декабря 2002 г. № 184-ФЗ: принят Гос. Думой 15 декабря 2002 г.: одобр. Советом Федерации Федер. Собр. Рос. Федерации 18 декабря 2002 г.
10. О радиационной безопасности населения: федер. закон Рос. Федерации от 09 января 1996 г. № 3-ФЗ: принят Гос. Думой 5 декабря 1995 г.
11. Об охране окружающей среды: федер. закон Рос. Федерации от 10 января 2002 г. № 7-ФЗ: принят Гос. Думой 20 декабря 2001 г.: одобр. Советом Федерации Федер. Собр. Рос. Федерации 26 декабря 2001 г.
12. Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации: федер. закон Рос. Федерации от 11 июля 2011 г. № 190-ФЗ: принят Гос. Думой 29 июня 2011 г.: одобр. Советом Федерации Федер. Собр. Рос. Федерации 6 июля 2011 г.
13. Нормы МАГАТЭ по безопасности. Основополагающие принципы безопасности. Основы безопасности. № SF-1. МАГАТЭ, Вена, 2007.
14. Культура безопасности. Доклад международной консультативной группы по ядерной безопасности. 75-INSAG-4. МАГАТЭ. Вена, 1991.

Соколов И.П., д.х.н., Шарафутдинов Р.Б., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Кудрявцев Е.Г., к.х.н. (Ростехнадзор).

Проведен анализ значения термина «неуправляемая химическая экзотермическая реакция». Выявлено различие между понятиями неуправляемой и неконтролируемой химическими реакциями. Показаны необходимость и сложность в установлении показателей пожаровзрывоопасности неуправляемых химических экзотермических реакций.

Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 28.08.2014 № 326 внесены изменения в Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ)» [1], включающие дополнение раздела 6 «Требования безопасности, реализуемые при проектировании объектов ядерного топливного цикла» подразделом 6.7 «Пожаровзрывоопасность».

В требованиях данного раздела применяется термин «неуправляемая химическая экзотермическая реакция», определение которого отсутствует в действующих нормативных документах по обеспечению безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОЯТЦ).

В связи с этим возникает потребность в идентификации неуправляемых химических экзотермических реакций, подпадающих по действие требований подраздела 6.7 действующих НП-016-05 [1].

Какие же химические экзотермические реакции следует отнести к разряду неуправляемых?

Примерами могут служить реакции окисления экстрагентов или сорбентов азотной кислотой, а также возгорания пирофорных материалов в кислородсодержащей атмосфере.

Включение таких реакций в число опасностей, рассматриваемых в разделе «Пожаровзрывоопасность», указывает на то, что их протекание приводит к взрыву и/или пожару.

В п. 6.7.1 этого раздела приводится один из признаков данного разряда реакций: они сопровождаются выделением газообразных продуктов.

С учетом этого, для определения границ применимости понятия «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» следует рассмотреть особенности использования других существующих терминов, относящихся к реакциям, приводящим к взрывам (пожарам) и сопровождающимся выделением газообразных продуктов, которые встречаются в нормативных документах и профессиональных публикациях по тематике обеспечения безопасности ОЯТЦ.

Разновидность термина «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» приведена в определении теплового взрыва, данного в [2]: «тепловой взрыв – экзотермическая самоускоряющаяся химическая реакция, протекающая с высокой скоростью и сопровождающаяся интенсивным тепло- и газовыделением».

В [3] сообщается, что: «существуют другие возможные механизмы взрыва – это, как правило, экзотермические химические реакции, которые при определенных условиях могут выйти из-под контроля в ходе технологических процессов».

Кроме того, термин «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» во-многом совпадает с термином «runaway reaction», применяемым в зарубежных нормативных документах по обеспечению безопасности, который переводится на русский язык как «неконтролируемая реакция».

Согласно определению, данному в [4]: «неконтролируемая реакция – реакция, которая выходит из-под контроля, потому что скорость тепловыделения превышает скорость теплоотвода к охлаждающей среде и ее окрестностям».

С термином «неконтролируемая реакция» связан термин «реактивный инцидент», определяющий «реактивную опасность» [4]:

1. «реактивный инцидент: внезапное событие, связанное с неконтролируемой химической реакцией со значительным повышением температуры, давления или газовыделения, что причинило или может причинить серьезный вред людям, имуществу или окружающей среде»;
2. «реактивная опасность: реактивные свойства и физические состояния одного химического вещества или смеси, которые обладают потенциалом для образования тепла, энергии и газообразных побочных продуктов, которые могут причинить вред».

Согласно [4], неконтролируемые реакции относят к одному из трех видов реактивной опасности, наряду с чувствительным к воздействию или термически чувствительным материалом и химической несовместимостью между двумя или более веществами, результатом смешивания которых является протекание бурной реакции.

В [5] приведен сходный термин: «неконтролируемое автокаталитическое разложение». Следует отметить, что этот термин является переводом со следующего оригинала: «uncontrolled autocatalitic decomposition».

Отнесение реактивной опасности к трем видам химических реакций обусловлено их следующими отличительными признаками.

Реакции разложения чувствительных к воздействию или термически чувствительных материалов начинаются внезапно без дополнительного контакта с другими веществами при достижении порогового значения физического воздействия на материал. Примером таких материалов, способных образоваться в технологических системах ОЯТЦ, являются азиды серебра и натрия, которые нестабильны при ударном воздействии в сухой среде и для которых значения взрывоопасных температур превышают, соответственно, 250 и 300 ºС [5].

Реакции между химически несовместимыми веществами начинаются сразу же после их контакта.

Неконтролируемые реакции возникают в самом химико-технологическом растворе. Так, среди неконтролируемых реакций, послуживших причиной ряда аварий на ОЯТЦ, выделяются реакции с участием «красного масла». Они могут возникать в системах, содержащих трибутилфосфат (ТБФ) в разбавителе и азотную кислоту и (или) нитраты. В предлагаемую в [5] схему происходящих при этом превращений включены: гидролиз ТБФ, катализируемый кислотой, деалкилирование и пиролиз ТБФ.Примером неконтролируемого автокаталитического разложения, способного привести к выбросу продуктов и взрыву, является процесс, происходящий в концентрированном растворе нитрата гидроксиламина в азотной кислоте с участием в качестве катализатора ионов железа [5].

На основании приведенных сведений можно отметить, что термины «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» и «неконтролируемая реакция» не полностью идентичны друг другу.

Согласно [6]: «контроль – часть функции управления, целью которого является оценка значения (идентификация) параметра или определение состояния контролируемого процесса или оборудования». В связи с этим термин «неконтролируемая реакция» представляется частным случаем термина «неуправляемая химическая экзотермическая реакция».

Сопоставление всех приведенных выше терминов, относящихся к химической экзотермической реакции, позволяет выстроить следующую схему их взаимосвязи. Термин «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» идентичен по смыслу термину «самоускоряющаяся экзотермическая реакция». Он является обобщенным термином по отношению к трем терминам: «реакция разложения чувствительного материала», «неконтролируемая реакция», «реакция химически несовместимых реагентов». В свою очередь, термин «неконтролируемая реакция» является более общим по отношению к термину «неконтролируемое автокаталитическое разложение».

В порядке уточнения можно отметить, что сами по себе материалы, чувствительные к воздействиям и термически чувствительные, относят к инициирующим взрывчатым веществам. Включение реакций их разложения в группу неуправляемых химических реакций в данном случае обусловлено тем, что они образуются в растворе наряду с другими промежуточными продуктами в ходе протекания химико-технологических процессов на ОЯТЦ. В связи с этим задача по предотвращению их образования совпадает с целью предотвращения протекания других необратимых химических экзотермических реакций.

Таким образом, можно заключить, что термин «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» введен в п. 6.7 [1] в качестве обобщенного термина по отношению к существующим терминам, обозначающим способность химической экзотермической реакции переходить в режимы горения и взрыва.

Исходя из вышеизложенных формулировок теплового взрыва [2] и неконтролируемой реакции [4], неуправляемую химическую экзотермическую реакцию можно определить как совокупность химических превращений, протекающих в конденсированной технологической среде ОЯТЦ, способных в определенных условиях приводить к возникновению горения и взрыва.

Необходимость введения данного обобщенного термина в нормативный документ обусловлена особенностями проявления пожаровзрывоопасности, присущими всей группе необратимых химических экзотермических реакций, а также общностью мер, методов и средств по предотвращению неуправляемых химических экзотермических реакций.

Согласно п. 6.7.7.3 [1], обоснование мер по предотвращению пожаровзрывоопасности химико-технологических процессов ОЯТЦ должно быть проведено на основе анализа условий возникновения химической экзотермической реакции.

Применительно к осуществлению химико-технологических процессов можно выделить следующую специфику условий возникновения неуправляемых экзотермических реакций.

1) Исходная неуправляемость обусловлена первоначальным образованием химически активных промежуточных продуктов (радикалов), количество которых не фиксируется средствами контроля и управления процессом. При этом образование активных промежуточных продуктов связано с затратами энергии на разрыв химических связей молекул реакционной системы. Следовательно, их образование зависит от наличия радионуклидов в технологической системе и дозы облучения.

2) В течение определенного времени (индукционного периода) влияние побочного процесса на значение контролируемого параметра близко к проявлению «технологических шумов» или ниже пределов измерения. При этом происходит накопление химически активных промежуточных продуктов.

Анализ аварии на Сибирском химическом комбинате (СХК) показал, что для данной аварии период индукции неуправляемой химической экзотермической реакции составлял около 3,5 часов [7]. Там же было отмечено, что для возникновения взрыва достаточно было достижения концентрации активных промежуточных продуктов значения 0,7 мол. %.

3) При достижении критического содержания в реакционной среде химически активных промежуточных продуктов процесс самоускоряется настолько сильно, что становится необратимым.

Значения параметров, при которых происходит взрыв, соответствуют условиям, при которых происходит превышение тепловыделения над теплоотводом из зоны реакции.

При аварии на СХК период ускорения реакции составлял 100 – 1000 с [7], а время резкого ускорения перед взрывом составило 5 – 7 с.

В [5] отмечено, что реакции автокаталитического разложения нитрата гидроксиламина протекают чрезвычайно быстро (менее 1 секунды).

4) В результате внезапного ускорения экзотермического процесса в ограниченном объеме образуются продукты с температурой выше их температуры кипения, то есть в виде сжатых газов, представляющих опасность.

Для идентификации протекания необратимой химической экзотермической реакции в ходе химико-технологического процесса необходимо выявлять признаки данного типа реакций.

В [4] приведены (на примере моделирования аварийного события на СХК) четыре возможных сценария протекания неконтролируемой реакции, характеризуемые своим типом изменения температуры во времени:

• «предотвращено-неконтролируемое» поведение системы – температура системы в течение индукционного периода несколько уменьшается по сравнению с исходной, а затем плавно превышает исходную температуру и выходит на плато; этот вариант относится к саморегулированию системы;
• «погашено-неконтролируемое» поведение системы – температура вначале несколько понижается, затем превышает исходное значение, проходит максимум и снижается до постоянного значения, несколько превышающего исходное значение; этот вариант допускает регулирование поведения технологической системы;
• «задерживающееся-неконтролируемое» поведение системы – температура вначале несколько падает, затем неконтролируемо повышается до высоких значений; это вариант неуправляемого процесса с индукционным периодом;
• «быстро неконтролируемое» поведение системы – температура сразу резко повышается от начальной температуры до неконтролируемых значений; это вариант неуправляемого процесса без индукционного периода.

В требованиях пп. 6.7.10, 6.7.12 [1] указаны способы предотвращения протекания неуправляемых химических экзотермических реакций. Не менее важное значение имеет прогнозирование их возникновения в химико-технологических процессах ОЯТЦ и установление показателей, детально характеризующих пожаровзрывоопасность неуправляемых химических экзотермических реакций.

Имеющиеся разработки по предотвращению опасности, связанной с протеканием неконтролируемых реакций, изложены в [4]. К ним относятся:

• использование данных реактивных тестов (то есть результатов экспериментального исследования термической устойчивости химической системы);
• определение и оценка худшего сценария, связанного с неконтролируемой реактивностью;
• оценка потенциальных последствий неконтролируемых реакций, а также создание безопасных проектов и основ эксплуатации и др.

Вместе с тем, в [4] отмечено, что:

• ни один из существующих методов определения реакционных опасностей не подходит для всех обстоятельств;
• не существует стандартной процедуры для оценки опасностей химических реакций;
• существует не столь много рекомендаций о том, как систематически выявлять и оценивать наихудший сценарий с участием неконтролируемой реакции.

По-видимому, для анализа неуправляемых химических экзотермических реакций необходимо свое особое методологическое обоснование. Одним из методологических подходов в этом отношении могут служить методы установления схемы цепного процесса, предложенный в [8]:

• «на основе имеющихся экспериментальных данных устанавливаются типы конечных продуктов, а затем на основе знания конечных и исходных продуктов выявляются возможные типы активных промежуточных частиц»;
• «зная исходные, промежуточные и конечные продукты, составляют схемы циклов, отмечая предполагаемые типы превращений, типы реакций гибели и реакций обрыва»;
• «провести расчет пределов самовозгорания и периода индукции и показать, что следствия, вытекающие из предполагаемой цепной схемы, не только качественно, но и количественно согласуются с имеющимся материалом»;
• «проверка должна производиться, во-первых, путем определения пределов возгорания на диаграмме полная концентрация газовой смеси – температура. Такая проверка может считаться, однако, только предварительной»;
• «полученное на основе предполагаемой схемы уравнение пределов (на диаграмме полная концентрация газовой смеси – температура) должно быть проверено также на основе анализа пределов на диаграмме полная концентрация – парциальная концентрация горючего для постоянной температуры»;
• «затем для того, чтобы проверить правильность той части схемы, которая учитывает роль отрицательного или положительного катализа на стенках, необходимо проверить результаты для смещения предела при изменении диаметра сосуда»;
• «только в том случае, когда указанная всесторонняя проверка дает положительные результаты, можно считать, что предложенная схема действительно адекватна реальному развитию цепного процесса. В противном случае можно предложить десятки цепных схем, объясняющих ту или иную особенность развития процесса или тот или иной маленький участок кривой пределов. Даже для описания всех трех пределов на диаграмме с, Т можно дать совершенно различные схемы. Однако по мере все более полного согласования теоретических результатов с опытом число возможных схем сокращается, и в конце концов остается наиболее вероятная схема доминирующего цепного процесса. При этом расчет цепного процесса необходимо проводить на основе строгих методов цепной диффузии».

Только такая схема, по мнению автора [8], может считаться достоверной.

Рассмотренный подход подчеркивает существующую объективную сложность экспериментального или теоретического определения критериев, на основе которых можно было бы составлять обоснованные заключения о пожаровзрывоопасности технологических процессов ОЯТЦ, в которых возможно протекание неуправляемых химических экзотермических реакций, а также оценивать и минимизировать радиационную опасность последствий их протекания.

Выводы

1. Проведен сравнительный анализ значений терминов «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» и «неконтролируемая реакция»; установлены особенности применения термина «неуправляемая химическая экзотермическая реакция» в нормативном документе по обеспечению безопасности ОЯТЦ.
2. Показана специфика признаков и условий проявления неуправляемых химических экзотермических реакций в химико-технологических процессах ОЯТЦ и обоснована необходимость дальнейшей разработки методологических аспектов определения показателей их пожаровзрывоопасности.

Список литературы

1. Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ). НП-016-05. М., НТЦ ЯРБ, 2005. (Бюллетень нормативных актов федеральных органов исполнительной власти, № 42, 20.10.2014).
2. Положение об оценке пожаровзрывобезопасности технологических процессов радиохимических производств. РБ-060-10. М., НТЦ ЯРБ, 2010.
3. Безопасность ядерного топливного цикла/ Материал Агентства по ядерной энергии при ОЭСР. М., «Информ-Атом», 2002.
4. Исследование опасности. Улучшение управления реактивной опасностью. Агентство США по химической безопасности и исследованию опасности. Доклад № 2001-01-Н, 2002.
5. Экспертиза КЯР установки по производству смешанного оксидного (МОКС) топлива Комиссии ядерного регулирования США/химическая безопасность. Материалы совещания с представителями Госатомнадзора РФ, 2003.
6. Глоссарий. Термины и определения по ядерной и радиационной безопасности. М., НТЦ ЯРБ, 2004.
7. Tomsk-7 Accident Modeling Summary Report. U.S. Department of Energy, 1996.
8. Акулов Н.С. Теория цепных процессов. М.-Л, ГИТТЛ, 1951.