Международная шкала ядерных событий (ИНЕС) является средством для оперативного информирования общественности в обоснованной форме о значимости с точки зрения безопасности событий, происходящих на ядерных установках и объектах. Реально характеризуя события, она может способствовать взаимопониманию между ядерным сообществом (специалистами атомной промышленности), средствами массовой информации и общественностью.
В рамках шкалы события классифицируются по семи уровням: в верхних уровнях (4-7) они называются "авариями", а в нижних уровнях (1-3) - "инцидентами". События, не существенные с точки зрения безопасности, классифицируются ниже шкалы уровнем 0 и называются "отклонениями". События, не имеющие отношения к безопасности, не входят в шкалу и считаются "вне шкалы". Структура шкалы показана на рис.1 в форме матрицы с ключевыми словами, которые здесь не претендуют на точность или строгую определенность. Каждый уровень подробно определяется в Частях III и IV настоящего "Руководства". Рассматриваются три различных сферы воздействия событий, представленные каждым из трех столбцов матрицы: воздействие за пределами площадки, воздействие на площадке и воздействие на глубокоэш ело нир о ванную защиту.
Шкала применима к любому событию, связанному с радиоактивным материалом и/или радиацией, и к любому событию во время транспортировки радиоактивных материалов. По шкале не классифицируются промышленные аварии или другие события, не связанные с ядерными или радиационными процессами. Они считаются "вне шкалы". Например, происшествия с турбиной или генератором могут повлиять на оборудование, связанное с безопасностью; но если отказы или нарушения затрагивают только работоспособность турбины или генератора, их следует классифицировать как события вне шкалы. Аналогично могут быть классифицированы вне шкалы такие события, как пожары, если они не влекут за собой какой-либо вероятной радиологической опасности и не затрагивают средств глубокоэшелонированной защиты.
Критерии ядерной и радиационной безопасности и терминология, используемая для их описания, различаются в разных странах, хотя в широком смысле и сравнимы. Международная шкала разработана с учетом этого обстоятельства. Но страны-пользователи, возможно, пожелают внести уточнения или пояснения в шкалу в соответствии со своей национальной практикой.
В 1986 г. авария на Чернобыльской АЭС в СССР (теперь на территории Украины) привела к крупномасштабным воздействиям на окружающую среду и здоровье людей. Она классифицирована уровнем 7.В 1957 г. авария на предприятии по переработке ядерного топлива в районе Кыштыма в СССР (теперь на территории России) привела к мощному выбросу радиоактивного материала за пределы площадки. Были проведены аварийные мероприятия, включая эвакуацию населения, чтобы ограничить серьезные воздействия на здоровье людей. По воздействию за пределами площадки это событие классифицировано уровнем 6.
Часть VI содержит ряд приложений с более подробной информацией о некоторых аспектах шкалы.
Схемы, приведенные ниже, кратко описывают процедуру классификации любого события, связанного с радиоактивными веществами и/или радиацией, как и любого события, случившегося во время транспортировки радиоактивных материалов. Схемы построены так, чтобы показать логическую последовательность оценки значимости любого события с точки зрения безопасности. Они дают общее представление о процедуре тем, кому впервые предстоит классифицировать ядерные события, и могут служить конспектом для тех, кто хорошо знаком с "Руководством для пользователей ИНЕС". Очевидно, при практическом использовании схем необходимы подробные указания, приведенные в Частях III и IV. Компьютерная программа INESAR ("Автоматическая классификация по ИНЕС") была разработана на основе аналогичной прежней схемы.
Информация представляется в определенной форме с помощью "Формуляра оценки события", который можно получить из МАГАТЭ. Заполненный формуляр направляется в Информационную службу ИНЕС МАГАТЭ по двум взаимно дублирующим каналам: факсимильный аппарат и электронная почта. Информационная служба ИНЕС действует постоянно и поэтому может обеспечить распространение формуляра в любое время.
Оценка событий по воздействию за пределами площадки отражает фактическое радиологическое воздействие вне площадки ядерной установки (объекта). Оно может быть выражено величинами выброса (утечки) радиоактивности из объекта или расчетной дозы облучения лиц из населения. Признано, что при значительной аварии на объекте невозможно на ранней стадии точно определить величину выброса за пределы площадки. Однако можно охарактеризовать выброс в более широких понятиях и таким образом предварительно оценить аварию тем или иным уровнем шкалы. Возможно, последующая переоценка выброса потребует пересмотреть первоначальную оценку уровня по шкале.
Определение: Внешний выброс, соответствующий количеству радиоактивности, радио логически эквивалентному1 выбросу в атмосферу нескольких десятков тысяч терабеккерелей йода-131 или более.Это соответствует выбросу большой доли материала активной зоны энергетического реактора, обычно содержащего смесь коротко- и долгоживущих радиоактивных продуктов деления. При таком выбросе возможны острые лучевые поражения. Отдаленных последствий для здоровья можно ожидать на обширной территории, даже не в одной стране. Возможны и долгосрочные экологические последствия.
При уровнях от 5 до 7 вероятно введение запрета на пищевые продукты, поэтому относительную радиологическую значимость выброса в атмосферу следует оценивать путем сравнения суммарной ожидаемой эффективной дозы по всем нуклидам от ингаляции, внешней дозы от прохождения радиоактивного облака и долгосрочного внешнего облучения от радиоактивных выпадений, т.е. от поступления радиоактивности всеми путями, кроме пищевого (путем приема пищи). В табл.1 приведены коэффициенты относительной эффективности основных изотопов, вычисленные при допущениях, которые представлены в Приложении I. Фактическую активность в выбросе следует умножить на этот коэффициент и затем сравнить с величинами, указанными в определениях каждого уровня.
Классификация событий по критерию воздействия на площадке отражает фактическое воздействие в пределах площадки ядерной установки (объекта), независимо от возможных выбросов за пределы площадки и от влияния на глубокоэшелонированную защиту. Рассматривается степень основного радиологического ущерба, например, повреждение активной зоны реактора, распространение радиоактивных продуктов в пределах площадки, но за предусмотренные проектом границы (защитные оболочки) и дозы облучения персонала.
Определение: Расплавилось более чем несколько процентов топлива в энергетическом реакторе или произошла утечка более чем несколько процентов материала из тепловыделяющих сборок. Инциденты на других установках, сопровождающиеся крупным выбросом на площадке (сравнимым с выбросом из расплавленной активной зоны), с серьезной угрозой для радиологической безопасности за пределами площадки.
При расчете радиологической эквивалентности по воздействию на площадке следует использовать допущения, представленные в Приложении I. Коэффициенты относительной эффективности основных изотопов, вычисленные при таких допущениях, приведены в табл. II. Фактическую активность в выбросе следует умножить на этот коэффициент, и затем сравнить ее с величинами, указанными в определениях каждого уровня для йода-131 или рутения-106.
Эта часть "Руководства" состоит из трех основных разделов. В первом кратко представлена концепция глубокоэшелонированной защиты. Вероятно, она хорошо известна большинству читателей. Во втором разделе излагаются общие принципы оценки событий по их воздействию на глубокоэшелонированную защиту. Они должны охватывать широкий круг различных типов установок (объектов) и событий, поэтому неизбежно носят общий характер. Для обеспечения последовательного и согласованного применения общих правил в третьем разделе даются более подробные указания. В следующей Части V методика оценки конкретизируется для определенных типов событий, а также приведен ряд примеров классификации реальных событий.
Предотвращение радиологических аварий и инцидентов и, тем самым, повышение безопасности ядерной установки основывается на качественных проекте и эксплуатации. Концепция глубокоэшелонированной защиты в общем применима к обоим этим аспектам и учитывает возможность отказа оборудования, ошибки человека и незапланированного развития событий.
Данные указания применимы к широкому кругу ядерных установок (объектов), притом количество радиоактивных веществ и временной масштаб инцидентов на таких установках тоже могут различаться в широких пределах. Эти важные факторы необходимо учитывать при классификации событий, неизбежно прибегая при этом к экспертной оценке, т.к. указания носят общий характер. Более конкретные указания даются в последующих разделах.
Очевидно, что наряду с рассмотрением по состоянию глубокоэшелонированной защиты, каждое событие должно также рассматриваться по воздействию за пределами площадки и на площадке.При оценке событий, затрагивающих большую часть активной зоны энергетического реактора или отработавшего топлива в бассейне выдержки, как правило, нет необходимости специально рассматривать максимально возможные последствия. Признается теоретическая возможность крупного выброса и, следовательно, верхним пределом классификации по глубокоэшелонированной защите является уровень 3.
Исходное или инициирующее событие - это определенное событие, которое приводит к отклонению от нормального рабочего (эксплуатационного) состояния и требует выполнения одной или нескольких функций безопасности. Исходные события используются в анализе безопасности, чтобы оценить достаточность имеющихся систем безопасности: исходным является событие, которое затрагивает системы безопасности и требует выполнения ими своих функций.
Конкретные аспекты могут затрагивать одновременно разные уровни (эшелоны) глубокоэшелонированной защиты и, следовательно, должны рассматриваться как дополнительные факторы, которые могут обосновывать классификацию события одним уровнем выше базового, полученного в соответствии с предыдущими указаниями. Основные дополнительные факторы такого рода: отказы по общей причине; процедурные несоответствия; недостатки в культуре безопасности.
Поведение критической системы и ее возможные радиационные последствия сильно зависят от физических условий и характеристик системы. В гомогенных растворах делящихся материалов эти характеристики ограничивают возможное число делений, уровень энерговыделения при резком увеличении критичности и потенциальные последствия таких скачков. Как показывает практический опыт в отношении таких растворов, при резком увеличении критичности типично суммарное число делений порядка 1017-1018.
Последствия инцидентов при грузовых операциях или отказов подъемнотранспортного оборудования зависят от перемещаемого материала, от места, где произошел инцидент, и от оборудования, которое было или могло быть повреждено.
Для многих установок часто бывает необходимо предусмотреть гарантированное бесперебойное электроснабжение, чтобы обеспечить непрерывную безопасную эксплуатацию и поддерживать готовность контрольно-измерительной аппаратуры. Для предотвращения отказов по общей причине применяются несколько независимых каналов электропитания от разнородных источников. Хотя при полном обесточивании большинство установок должно автоматически выключаться до безопасного состояния, иногда предусматриваются дополнительные меры безопасности, например, использование нейтрального газа.
Пожар или взрыв на объекте или вблизи него, который не может ухудшить состояние каких-либо средств безопасности, следует классифицировать уровнем 0 или "вне шкалы". Пожары, которые потушены установленными системами защиты, действовавшими в соответствии с проектом, тоже следует считать событием уровня 0 или "вне шкалы".
Возникновение опасностей, таких как землетрясения, смерчи или взрывы, можно классифицировать таким же образом, как другие события, рассматривая эффективность сохранившихся уровней защиты. А при классификации событий, которые связаны с отказами в системах, специально предназначенных для защиты от таких опасностей, следует оценить число эшелонов защиты, в том числе вероятность возникновения этой опасности в период неготовности системы. Ввиду предполагаемой малой вероятности подобных опасностей едва ли потребуется оценка выше уровня 1.
На этой основе, руководствуясь общими принципами классификации событий методом эшелонов защиты, можно детализировать указания для ряда конкретных случаев (табл П). В других случаях следует учитывать достаточность сохраняющихся мер безопасности, используя общие указания.
Большинство систем безопасности реактора рассчитано на то, чтобы справляться с исходными событиями, происходящими во время работы на мощности. Весьма сходны события в условиях "горячего" останова или пуска реактора, и рассматривать их следует так, как описано в Разделе ГУ-3.2.1. Когда реактор остановлен, некоторые из этих систем безопасности еще требуются, чтобы обеспечивать выполнение функций безопасности, но обычно остается больше времени до момента, когда мог бы произойти выброс из активной зоны.
Чтобы проиллюстрировать использование указаний Раздела IV-3.2.2, ниже рассматривается несколько примеров, основанных на охлаждении остановленного реактора.Максимально возможные последствия потери охлаждения превышают уровень 4, поэтому максимальная оценка по состоянию глубокоэшелонированной защиты выражается уровнем 3. Затронутая функция безопасности - охлаждение топлива. В конечном счете, единственным эшелоном защиты, который обеспечивает эту функцию, является охлаждение теплоносителя первого контура через один всасывающий трубопровод ООТ, т.е. имеется только один эшелон защиты.
Энергоблок работал на номинальной мощности. Во время введения стержней останова (группа А), который производился в рамках периодических контрольных испытаний управляющих стержней, реактор был остановлен защитой по сигналу "высокая отрицательная скорость изменения нейтронного потока в энергетическом диапазоне", который вызвал также автоматическое отключение турбины и генератора. Сразу же было проверено состояние управляющих стержней по указателю их положения. Оказалось, что четыре стержня останова, входящих в группу А, упали раньше останова реактора действием защиты.
Во время регламентной перегрузки топлива на полной мощности утечка теплоносителя в перегрузочной камере достигла 1,4 т/ч. Операторы определили, что восточный мост перегрузочной машины опустился на 40 см. Реактор был остановлен и расхоложен. Давление теплоносителя поддерживалось подачей воды с других энергоблоков и из бака-приямка. Суммарная утечка составила 22 т (около 10% общего объема теплоносителя). Не потребовалось действия систем безопасности, за исключением герметизации защитной оболочки по сигналу высокой активности через 1 час. Не было превышающих норму выбросов в окружающую среду.
На двухблочной станции приходится ежегодно останавливать оба реактора, чтобы провести требуемые испытания общей системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) и связанных с этим автоматических функций защиты. Такие испытания обычно проводятся, когда один из двух реакторов находится в состоянии "холодного" останова для перегрузки топлива.
За это время давление и температура в барботажном баке компенсатора давления продолжали расти. Оператор поддерживал температуру ниже 50°С посредством операций продувки, т.е. впрыска холодной подпиточной воды и сброса в дренажный бак первого контура. Два насоса, установленные параллельно, направляют этот сток из реакторного здания в бак системы рециркуляции борной кислоты.
Все газодувки постепенно остановились, поскольку нарушилась подача пара в их турбины. Отказ питания приборов не позволял включить вспомогательные электродвигатели газодувок автоматически или вручную. Подача теплоносителя низкого давления сохранялась все время для трех из четырех парогенераторов, а для четвертого была восстановлена вмешательством оператора. После начального переходного процесса, вызвавшего останов реактора, температура твэлов упала, но затем повышалась вследствие нарушения принудительной циркуляции газа. Эта температура стабилизировалась на уровне около 50°С ниже нормальной рабочей величины, прежде чем были включены вспомогательные электродвигатели газодувок от резервных источников питания приборов. Реактор 2 не был затронут и работал на полной мощности. Реактор 1 был возвращен в режим работы на мощности на следующий день.
При выполнении операций по перегрузке топлива, после подъема тепловыделяющей сборки (ТВС) из ее ячейки произошло самопроизвольное выдвижение телескопической штанги перегрузочной машины, и свежая ТВС осела на центральную трубу транспортного чехла (контейнера) со свежими ТВС. Блокировки сработали надлежащим образом, и не произошло повреждения топлива или разгерметизации.