В 2009 году Комиссией при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России принято решение о реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса».
АО «НИКИЭТ» определен Главным конструктором реакторной установки. Федеральное космическое агентство выдало НИКИЭТ лицензию № 981К от 29.08.2008 на осуществление космической деятельности. Проект не имеет мировых аналогов.
ОПЫТ СОЗДАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ЭНЕРГОДВИГАТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК КОСМИЧЕСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ
На Семипалатинском полигоне с 1960 по 1989 год проводились работы по созданию ядерного ракетного двигателя.
Были созданы:
- реакторный комплекс ИГР;
- стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ-1 и двумя рабочими местами для отработки изделий 11Б91;
- реактор РА (ИРГИТ).
РЕАКТОР ИГР
Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран-графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана.
Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.
РЕАКТОР ИГР
РЕАКТОР ИВГ-1 И СИСТЕМЫ ПОДАЧИ КОМПОНЕНТОВ
НАЗЕМНАЯ ОТРАБОТКА ТВС ЯРД (ИВГ-1)
ДОСТИГНУТЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ
1962–1966 годы
В реакторе ИГР проведены первые испытания модельных твэлов ЯРД. Результаты испытаний подтвердили возможность создания твэлов с твердыми поверхностями теплообмена, работающих при температурах свыше 3000 К, удельных тепловых потоках до 10 МВт/м2 в условиях мощного нейтронного и гамма-излучений (проведен 41 пуск, испытано 26 модельных ТВС различных модификаций).
1971–1973 годы
В реакторе ИГР проведены динамические испытания высокотемпературного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе которых реализованы следующие параметры:
- удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
- удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
- температура теплоносителя – 3000 К
- скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – от 350 до 1000 К/с
- длительность номинального режима – 5 с
1974–1989 годы
В реакторах ИГР и ИВГ-1 проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.
1971–1993 годы
Проведены исследования выхода из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне температуры 400…2600 К и осаждения в газовых контурах продуктов деления, источниками которых являлись экспериментальные ТВС.
Они осуществляют добычу урановой руды, ее обогащение и изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов. Их хранение и окончательное размещение.
ЯТЦ делятся на 3 группы:
1. Предприятия урановой промышленности.
2. Радиохимические заводы.
3. Места захоронения радиоактивных заводов.
К предприятиям урановой промышленности относятся объекты, осуществляющие:
Добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);
Обработку урановой руды, включающие предприятия по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов
и обогащению методом газовой диффузии.
Процесс приготовления ядерного топлива включает получение порошкообразного диоксида урана, его таблетирование методом порошковой металлургии, изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭ) и тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в последующем используются в ЯЭР.
Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано.
Переработка отработанного топлива осуществляется на перерабатывающих предприятиях (радиохимических заводах), на которых осуществляется разделка ТВЭ, растворение топлива, химическое отделение урана, плутония, цезия, стронция, др. изотопов и изготовление различных расщепляющихся материалов (ядерного топлива в боеприпасах, источников ионизирующих излучений, индикаторов и т.д.).
Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на захоронение, которое осуществляется в бетонных емкостях в естественных или искусственных полостях.
Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливного цикла являются:
Возгорание горючих компонентов и радиоактивных материа-
лов;
Превышение критической массы делящихся веществ;
Появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;
Характерные аварии с готовыми изделиями.
Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую и тепловую. На АС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (ACT, АТЭЦ
АС включает: ядерные энергетические реакторы, паровые турбины, системы трубопровода, конденсаторы.
АС включают: ядерные энергетические реакторы, паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла.
В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В России используются 4 типа реакторов:
Реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах
с двухконтурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;
Реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);
Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);
Графитовые реакторы кипящего типа РБМК.
С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
Основными причинами аварий на атомных станциях являются:
Нарушения технологической дисциплины оперативным персоналом АС и недостатки в его профессиональной подготовке;
Низкий уровень внимания и требовательности со стороны министерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных
за обеспечение безопасности АС на этапах проектирования, строительства и эксплуатации.
Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ). Корабельные объекты с ЯЭУ оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:
Использование в качестве топлива высокообогащенного урана;
Сравнительно малые размеры;
Высокая степень защиты (40-60 кгс/см 2 - для подводных лодок -и 10-20 кгс/см 2 -для надводных кораблей).
Специфическими причинами аварий на корабельных ЯЭУ являются: разгерметизация 1-го контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.
К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся рециркуляцией теплоносителя. Особенностями ВАЭС являются:
Использования в качестве теплоносителя химически и пожароопасного вещества нитрина;
Отсутствие оболочки внешней защиты.
ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на ж.д. платформах и блочно-транспортные общим весом до 100 тонн.
Причинами аварий на ВАЭС служат:
Разгерметизация 1-го контура реактора;
Механические повреждения.
Отличительной особенностью космических ЯЭУ является их небольшой размер, что достигается использованием в качестве ядерного топлива высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция-90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.
Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварийным ситуациям с ЯБП относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП; пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие грозовых разрядов.
Рассмотрим классификацию радиоактивных загрязнений при авариях на РОО.
Радиоактивные загрязнения делятся на:
1.
Источники загрязнения
а) Производственные
В процессе производственной деятельности;
При снятии с эксплуатации отработавших ЯЭУ;
б). Аварийные
Затрагивающие персонал
Затрагивающие население;
в) Ядерные боеприпасы
2.
По масштабы загрязнения
а) локальные
в) массовые
3.
По агрегатному состоянию
а)твердое
в)газообразное
4.
По особенностям загрязнений
а)первичное
б)вторичное
в)многократное
5 . По способам загрязнения
а) аэрозольное
б) контактное
6 . По видам загрязнений
а) глубинные
К сфере деятельности Управления по регулированию безопасности объектов ядерного топливного цикла, ядерных энергетических установок судов и радиационно опасных объектов относятся:
осуществление государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности применительно к объектам и видам деятельности в области использования атомной энергии:
1. Объекты использования атомной энергии
1.1. Ядерные установки:
1.1.1. сооружения и комплексы с промышленными ядерными реакторами;
1.1.2. сооружения, комплексы, установки с ядерными материалами, предназначенные для производства, переработки, транспортирования ядерного топлива и ядерных материалов (включая добычу урановых руд, гидрометаллургическую переработку, аффинаж, сублиматное производство, металлургическое производство, разделение изотопов урана, радиохимическую переработку ядерного топлива), а также для обращения с образующимися при этом радиоактивными отходами.
1.1.3. ядерные энергетические установки судов, в том числе плавучих энергоблоков;
1.1.4. суда атомно-технологического обслуживания;
1.1.5. стенды-прототипы ядерных энергетических установок судов;
1.1.6. космические и летательные аппараты с ядерными источниками энергии;
1.2. радиационные источники:
1.2.1. сооружения, комплексы и установки, в которых содержатся радиоактивные вещества и (или) радиоактивные отходы, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки;
1.2.2. радиационные источники, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы, не находящиеся на территории ядерной установки;
1.3. пункты хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ или радиоактивных отходов (за исключением пунктов хранения, расположенных на площадках атомных станций или относящихся к ним):
1.3.1. стационарные объекты и сооружения, предназначенные для хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, включая объекты и сооружения, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки;
1.3.2. стационарные объекты и сооружения, предназначенные для захоронения радиоактивных отходов.
2. Виды деятельности в области использования атомной энергии
2.1. проектирование, конструирование, размещение, сооружение, эксплуатация, вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии, указанных в пунктах 1.1, 1.2 и 1.3 настоящего приложения;
2.2. обращение с ядерными материалами и радиоактивными веществами, в том числе при разведке и добыче урановых руд, при производстве, использовании, переработке, транспортировании всеми видами транспорта и хранении ядерных материалов и радиоактивных веществ;
2.3. обращение с радиоактивными отходами при их хранении, переработке, транспортировании и захоронении;
2.4. использование ядерных материалов и (или) радиоактивных веществ при проведении научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ;
2.5 проектирование и конструирование ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, хранилищ радиоактивных отходов (для объектов использования атомной энергии, регулирование безопасности которых относится к компетенции Управления согласно п.п. 1 и 2);
2.6. конструирование и изготовление оборудования для ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, хранилищ радиоактивных отходов;
Организация и осуществление государственного надзора за учетом и контролем ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов и обеспечением гарантий их санкционированного распространения и контролируемого использования.
Виды ЯОО:
Объекты ядерно-оружейного комплекса (ЯОК);
атомные станции (АС);
Объекты ядерного топливного цикла (ЯТЦ);
Объекты атомной науки;
Объекты утилизации атомных силовых установок.
Радиационно опасный объект (РОО) – это объект, на котором хранят, перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии или разрушении которого может произойти облучение ионизирующим излучением (ИИ) или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных, растений, объектов экономики и окружающей среды.
К РОО относятся:
предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ): урановой и радиохимической промышленности, места переработки и захоронения радиоактивных отходов;
атомные станции (АС): атомные электростанции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ);
объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ): корабельными, космическими, войсковыми атомными электростанциями (ВАЭС);
ядерные боеприпасы (ЯБ) и склады для их хранения.
При радиационных авариях (РА) на РОО происходят выбросы радиоактивных веществ (РВ) в атмосферу и гидросферу, что приводит к радиоактивному загрязнению окружающей среды и, как следствие, к облучению персонала объекта, а в тяжелых случаях и населения.
Классификация радиационных объектов
(ОСПОРБ-2010. СП 2.6.1.2612–10)
Потенциальная опасность РОО определяется его возможным радиационным воздействием на население и персонал при РА.
Классификация РОО по степени опасности приведена в таблице 2.
По потенциальной радиационной опасности устанавливается четыре категории (I…IV) РОО.
Потенциально более опасными являются РОО, в результате деятельности которых при аварии возможно облучение не только работников РОО, но и населения. Наименее опасными РОО являются те, где исключена возможность облучения лиц, не относящихся к персоналу.
Таблица 2
Классификация РОО по потенциальной опасности
| Категория РОО | Объекты |
| I | При аварии возможно радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите |
| II | Радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией СЗЗ |
| III | Радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией объекта |
| IV | Радиационное воздействие при аварии ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения |
Зонирование территории в районе размещения РОО приведено на рис. 1.
Радиоактивное загрязнение местности при авариях на атомных станциях (АС) качественно характеризуется теми же параметрами, что и радиоактивное заражение при ядерном взрыве (ЯВ), однако имеет и целый ряд особенностей, существенно влияющих на состав и содержание мероприятий по защите населения и территорий.
Государственное нормирование в области обеспечения радиационной безопасности установлено Федеральным законом «О радиационной безопасности населения» от 09.01.96 г. №3-ФЗ.
Требования к ограничению техногенного облучения в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего облучения, ограничение природного и медицинского облучения населения определены Нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009 и приведены в Приложении 7.
Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии (РА) определены в НРБ-99/2009.
Требования к администрации, персоналу и гражданам по обеспечению радиационной безопасности, методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены, медицинское обеспечение радиационной безопасности, организации работ с источниками ИИ, санкции за нарушение требований норм и правил по радиационной безопасности, указания по заполнению таблицы «Санитарно-эпидемиологическое заключение» определены в ОСПОРБ-99/2010.
Рис. 1. Зонирование территории в районе размещения РОО
Критерии оценки радиационной обстановки
1. Величина нормального естественного радиационного фона для территории Московской области не должна превышать 20 мкР/ч.
2. Уровень радиации (мощность дозы) 60 мкР/ч и более – ЧС на территории (см. НРБ – 99/2009).
3. Среднегодовая эффективная доза для населения не должна превышать 5мЗв≈500мР=0,5Р(см. основные пределы доз НРБ – 99/2009).
4. Уровень радиации (мощность дозы) внутри помещений не должен превышать его значение на открытой местности более чем на 20 мкР/ч (см. НРБ – 99/2009).
Химически опасные объекты
Химически опасный объект – это объект, на котором хранят, перерабатывают, используют или транспортируют опасные химические вещества (ОХВ), при аварии или разрушении которых могут произойти гибель или химическое поражение людей, с/х животных и растений, а также химическое заражение окружающей среды.
ОХВ – химическое вещество, прямое или опосредованное действие которого на человека может вызвать острые или хронические заболевания людей или их гибель.
К ХОО относятся:
· предприятия химических отраслей промышленности, а также отдельные установки (агрегаты) и цеха, производящие и потребляющие аварийно химически опасные вещества (АХОВ);
· заводы (комплексы) по переработке нефтегазового сырья;
· ж/д станции, порты, терминалы и склады на конечных (промежуточных) пунктах перемещения АХОВ;
· производства других отраслей промышленности, использующие АХОВ;
· транспортные средства (контейнеры и наливные поезда, автоцистерны, речные и морские танкеры, трубопроводы и т.д.).
ХОО классифицируются не только как ПОО (по степени опасности - 1..5 класс – см. таблицу 1), но и по химической опасности .
По химической опасности ХОО и территории, на которых эти ХОО размещены, классифицируются по степеням химической опасности.
Классификация ХОО и административно-территориальных единиц (АТЕ) по химической опасности установлена Директивой НГО СССР - заместителя Министра обороны СССР 1990 г. «О совершенствовании защиты населения от СДЯВ и классификации АТЕ и объектов народного хозяйства по химической опасности»и приведена в таблице 3.
АХОВ – ОХВ, применяемое в промышленности и с/х, при аварийном выбросе (проливе) которого может произойти заражение окружающей среды в поражающих живой организм концентрациях (токсодозах).
АХОВ ингаляционного действия (АХОВ ИД) – АХОВ, при выбросе (проливе) которого могут произойти массовые поражения людей ингаляционным путем (аммиак, хлор, соляная кислота и др.).
На территориях по данным с ХОО составляются Перечни наиболее распространенных АХОВ.
Перечень наиболее распространенных АХОВ:
РФ – 22 вещества;
Московская область ~ 16 веществ;
Муниципальное образование – до 4-х веществ.
Перечень наиболее распространенных АХОВ на территории РФ приведен в таблице 4.
Таблица 3
Критерии классификации ХОО
Наиболее применяемыми в отечественной и мировой практике являются АЭС с реакторами трех видов: корпусного типа на тепловых нейтронах – водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР); большой мощности канальные (РБМК); на быстрых нейтронах (БН). Теплоносителем реакторов ВВЭР и РБМК является вода, реакторов БН – жидкий металл (натрий). В ЯППУ в качестве теплоносителя используется как вода, так и жидкий металл (свинец, висмут). Перспективными считаются атомные станции теплоснабжения (ACT) с реакторами типа ВВЭР. В России действует значительное количество исследовательских реакторов, в основном водо-водяных.
Термоядерные установки с импульсными реакторами (ИТЯР) и с реакторами с торообразными камерами магнитного удержания плазмы (ТОКАМАК) получают свое развитие в рамках ограниченного числа национальных и международных проектов.
Энергетические установки АЭС, ACT, ЯППУ с реакторами ВВЭР, РБМК и БН, мощностью от 100 до 1000 МВт, а также исследовательские реакторы в силу своей большой технической сложности характеризуются большим спектром аварий: от ядерных и радиационных в первом контуре до традиционных промышленных в первом, во втором и в ряде случаев в третьем контурах. Аварии могут возникнуть не только при эксплуатации атомных энергетических установок на мощности, но и при их транспортировке, загрузке, выгрузке и хранении ядерного топлива, при производстве плановых предупредительных и ремонтно-восстановительных работ, при выводе из эксплуатации, консервации и утилизации установок.
Наиболее опасны на атомных энергетических установках аварии и катастрофы с повреждением и расплавлением активной зоны и выходом во внешнюю среду радиоактивности (за пределы многоуровневой эшелонированной защиты – оболочки тепловыделяющих элементов, каналы, корпуса реакторов конфайменты и контайменты). Примерами таких тяжелых событий являются крупнейшие аварии и катастрофы на Чернобыльской АЭС (СССР) с реактором канального типа и на АЭС Три Майл Айленд (США) с реактором корпусного типа. Первичные и вторичные ущербы от них измеряются десятками и сотнями миллиардов долларов.
Следующими по тяжести являются аварии на парогенераторах АЭС с реакторами ВВЭР, на турбогенераторах АЭС с реакторами РБМК, на задвижках и внутрикорпусных устройствах АЭС с реакторами ВВЭР, на патрубках АЭС с реакторами БН.
В целях предотвращения таких аварий на стадиях проектирования и эксплуатации АЭС, ACT, ЯППУ проводится вероятностный анализ безопасности для всего набора аварийных ситуаций (штатных, нештатных, проектных, запроектных и гипотетических). При эксплуатации в соответствии с нормами и требованиями государственного надзора осуществляется контроль нарушений и аварий по международной шкале ядерных событий (с учетом срабатывания систем аварийной защиты, аварийного останова и выхода радиоактивности). Анализ вероятностей возникновения аварий на объектах атомной энергетики показал, что в зависимости от типов реакторов, видов аварий они находятся в пределах от 10 -2 до 10 -8 1/год и ниже, эти оценки позволяют обосновать и назначить мероприятия по повышению безопасности и снижению рисков аварий.
Международная шкала событий на АЭС представлена в табл. ниже.
Международная шкала событий АЭС
| Уровень | Наименование | Критерий | Пример |
| Аварии 7 | Глобальная авария | Выброс в окружающую среду большой части радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого будут превышены дозовые пределы для запроектных аварий*. Возможны острые лучевые поражения. Длительное воздействие на здоровье населения, проживающего на большой территории, включающей более чем 1 страну. Длительное воздействие на окружающую среду. | Чернобыль СССР, 1986 |
| 6 | Тяжелая авария | Выброс в окружающую среду большой части радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого дозовые пределы для проектных аварий* будут превышены, а для запроектных – нет. Для ослабления серьезного влияния на здоровье населения необходимо введение планов мероприятий по защите работников (персонала) и населения в случае аварий в зоне радиусом 25 км, включающих эвакуацию населения. | Уиндскейл, Великобритания, 1957 |
| 5 | Авария с риском для окружающей среды | Выброс в окружающую среду такого количества продуктов деления, который приводит к незначительному повышению дозовых пределов для проектных аварий** и радиационноэквивалентных выбросу порядка сотни ТБк иода-131. Разрушение большей части активной зоны, вызванное механическим воздействием или плавлением с превышением максимального проектного предела повреждения твэлов. В некоторых случаях требуется частичное введение планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии (местная йодная профилактика и/или частичная эвакуация) для уменьшения влияния облучения на здоровье населения. | Три-Майл-Айленд, США, 1979 |
| 4 | Авария в пределах АЭС | Выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду в количестве, превышающем значения для уровня 3, который привел к переоблучению части персонала, но в результате которого не будут превышены дозовые пределы для населения**. Однако требуется контроль продуктов питания населения. | Сант-Лаурент, Франция, 1980 |
| Происшествия 3 | Серьезное происшествие | Выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов выше допустимого суточного, но не превышающий 5-кратного допустимого суточного выброса газообразных летучих радиоактивных продуктов и аэрозолей и/или 1/10 годового допустимого сброса со сбросными водами. Высокие уровни радиации и/или большие загрязнения поверхностей на АЭС, обусловленные отказом оборудования или ошибками эксплуатации. События, в результате которых происходит значительное переоблучение работающих (персонала) (доза > 50 мЗв, > 5 бэр). При рассматриваемом выбросе не требуется принимать защитных мер за пределами площадки. Происшествия, при которых дальнейшие отказы в системах безопасности должны привести к авариям или разрушениям, при которых системы безопасности не способны предотвратить аварию, если произойдет исходное событие. | Ванделлос, Испания, 1989 |
| 2 | Происшествие средней тяжести | Отказы оборудования или отклонения от нормальной эксплуатации, которые хотя и не защищают непосредственно безопасность станции, но способны привести к значительной переоценке мер по безопасности. | |
| 1 | Незначительное происшествие | Функциональные отклонения или отклонения в управлении, которые не представляют какого-либо риска, но указывают на недостатки в обеспечении безопасности. Эти отклонения могут возникнуть из-за отказа оборудования, ошибки эксплуатационного персонала или недостатков руководства по эксплуатации. (Такие события должны отличаться от отклонений без превышения пределов безопасной эксплуатации, при которых управление станцией осуществляют в соответствии с установленными требованиями. Эти отклонения, как правило, считают «ниже уровня шкалы».) | |
| 0 Ниже уровня шкалы |
Не влияет на безопасность |
Под дозовым пределом для запроектных аварий принимают непревышение дозы внешнего облучения людей 0,1 Зв за первый год после аварии и дозы внутреннего облучения щитовидной железы детей 0,3 Зв за счет ингаляции на расстоянии 25 км от станции, что обеспечивается при непревышении аварийного выброса в атмосферу 11,1×10 14 Бк. йода-131 и 11,1×10 13 Бк цезия-137.
** При проектных авариях доза на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не должна превышать 0,1 Зв на все тело за 1-й год после аварии и 0,3 Зв на щитовидную железу ребенка за счет ингаляции.
Учитывая тяжесть последствий ядерных аварий на атомных энергоустановках наиболее важными представляются комплексные мероприятия по их предупреждению с созданием систем жесткой, функциональной, естественной, охранной и комбинированной защиты. Невозможность достижения абсолютной безопасности атомных энергетических установок с нулевым риском аварий требует непрерывного совершенствования методов и систем управления защитой, сил и средств локализации и ликвидации последствий аварий. Для предотвращения аварии на несущих элементах реакторов в анализ прочности и ресурса вводят различные виды предельных состояний: вязкое разрушение при нарушении запасов по пределам текучести и прочности, хрупкое разрушение при исчерпании запасов по критическим температурам и коэффициентам интенсивности напряжений, циклическое разрушение при несоблюдении запасов по амплитудам местных напряжений и деформаций и запасов по долговечности, длительное статическое разрушение при исчерпании запасов по пределам длительной прочности, недопустимое образование пластических деформаций и деформаций ползучести. Наступление указанных предельных состояний контролируется и диагностируется с применением методов неразрушающего контроля (дефектоскопии, виброметрии, тензометрии, термометрии).