IEER | Энергетика и Безопасность № 15


Исследования рисков на атомных электростанциях:
удручающее качество

Дэвид Лохбаум1


В результате аварии на атомной электростанции США может погибнуть больше людей, чем погибло при взрыве атомной бомбы, сброшенной на Нагасаки2. Последствия в финансовом отношении могут также быть катастрофическими. Авария в 1986 г. на чернобыльской атомной электростанции стоила бывшему Советскому Союзу в три с лишним раза больше, чем суммарный экономический эффект, накопленный в результате работы всех советских АЭС, эксплуатировавшихся в 1954-1990 гг.3

Однако риск не определяется только последствиями. Важную роль здесь в равной степени играет вероятность аварии. Когда последствия так тяжелы, как в случае аварии на АЭС, разумное управление риском требует снижения ее вероятности до очень малых значений. Комиссия по ядерному регулированию (КЯР) пытается ограничить риск для населения при эксплуатации АЭС на уровне менее одного процента того риска, которому население подвергается всеми другими источниками аварий.

Союз обеспокоенных ученых (СОУ) изучил, как определяются оценки рисков на АЭС и как эти оценки используются. Мы пришли к выводу, что эти оценки весьма недостоверны и что результаты используются некорректно и увеличивают - а не снижают - угрозу американскому народу.

Оценки рисков на АЭС не являются собственно оценками рисков, потому что потенциальные последствия аварий не оцениваются. Вычисляются просто вероятности аварий - только половина уравнения риска. Более того, вычисления вероятности аварий серьезно некорректны. Они опираются на предположения, противоречащие практическому опыту эксплуатации.

Все анализы вероятности основываются на некоторых предположениях. Например, когда вы рассчитываете, что вероятность выпадения "орла" (или "решки") составляет 50 %, вы предполагаете, что монета не падает на ребро. Вероятностные оценки рисков (ВОР) на АЭС опираются на многочисленные нереалистичные предположения, которые противоречат фактическим данным, полученным в ходе эксплуатации АЭС4.

Предположение: Станции работают в рамках технических спецификаций и прочих нормативных требований.

Факт: Каждый год имеется более 1 000 нарушений технических спецификаций и нормативных требований. В результате этого нереалистичного предположения частота случаев повреждения активной зоны реактора, рассчитанная по ВОР, получается весьма заниженной. Основываясь на предположении, что аварийное оборудование соответствует требованиям техники безопасности, когда на самом деле оно этим требованиям не соответствует, расчеты ВОР дают лучшие показатели реакции станции, чем это подтверждается реальностью. Другими словами, частота случаев повреждения активной зоны реактора в действительности выше, чем исходя из ВОР.

Предположение: Проектирование и строительство АЭС полностью соответствует нормам.

Факт: При оценках риска предполагается, что проблемы проектирования и строительства равны нулю, тогда как каждый год обнаруживаются сотни проблем. Отдел КЯР по анализу и оценке эксплуатационных данных документально подтвердил 3 540 проектных ошибок, о которых было сообщено в период с 1985 по 1994 г.5 Это значит, что в США в течение десяти лет на АЭС практически каждый день обнаруживалась конструктивная ошибка.

Предположение: Станции не подвержены старению, т.е. отказы оборудования происходят с постоянной частотой.

Факт: КЯР выпустила более сотни технических отчетов об ухудшении качества клапанов, труб, электродвигателей, кабелей, бетона, переключателей и емкостей на АЭС, вызванном процессом старения6. В этих отчетах показано, что процесс старения частей АЭС идет по "корытообразная" кривой, показанной на рисунке ниже. Ярким примером эффектов старения является авария, произошедшая в 1986 г. Четверо рабочих погибли на АЭС в штате Вирджиния от ожогов паром в результате прорыва трубы, подвергшейся коррозии с течением времени7. Однако в большинстве случаях при вычислении ВОР полагают, что никаких эффектов старения нет.

Предположение: Корпус высокого давления ядерных реакторов никогда не выходит из строя.

Факт: Опыт показывает, что это предположение имеет столько же трещин и дефектов, сколько и сами корпуса высокого давления. В 1995 г. СОУ опубликовал отчет о том, в каком хрупком состоянии находятся корпуса высокого давления ядерных реакторов на АЭС8. Например, станция Янки Роу в штате Массачусетс была зарыта в 1992 г., поскольку со временем корпус высокого давления ее реактора стал хрупким. Хрупкий металл может расколоться, как горячее стекло при погружении в холодную воду. Несмотря на закрытие станции Янки Роу и документальные подтверждения увеличения хрупкости на многих других АЭС, в исследованиях рисков продолжает приниматься нулевая вероятность выхода из строя корпуса высокого давления ядерных реакторов.

Предположение: Персонал АЭС допускает незначительное количество серьезных ошибок.

Факт: В отчете, выпущенном в феврале 2000 г. Национальной инженерной и экологической лабораторией Айдахо (INEEL), показано, что неоправданные предположения о поведении работников продолжают оставаться проблемой. Исследователи из INEEL проанализировали 20 недавних эксплуатационных событий на атомных электростанциях и пришли к выводу, что "Большая часть существенных факторов человеческих действий, обнаруженных в этом анализе эксплуатационных событий, отсутствуют в современных схемах расчета вероятностных оценок риска,... [которые] не очень хорошо решают проблемы тех видов латентных ошибок, многочисленных повреждений и других типов ошибок, которые, как было определено в результате анализа, являются важными при этих эксплуатационных событиях"9.

Предположение: Риск ограничивается повреждением активной зоны реактора.

Факт: Схемы расчета ВОР определяют только вероятности событий, ведущих к повреждению активной зоны реактора. В них не рассчитывается вероятность других событий, могущих привести к выбросу радиации, таких как повышение критичности топлива в бассейнах с отработанным топливом или разрыв больших емкостей, наполненных радиоактивными газами. Некоторые из этих игнорируемых событий могут привести к серьезным последствиям. Например, по оценкам исследователей Национальной лаборатории Брукхэй-вена авария в бассейнах с отработанным топливом может привести к такому выбросу радиоактивного материала, что в результате погибнут десятки тысяч людей10.

История показывает, что вероятность того, что подброшенная монета приземлится на ребро, выше по сравнению с той, что эти предположения окажутся реалистичными. Нереалистичные предположения вычислений ВОР делают нереалистичными их результаты. Выражаясь языком программистов, "введешь неверную информацию - получишь неверную информацию".

Далее, КЯР требует, чтобы владельцы АЭС выполняли все расчеты, но не устанавливает минимальные стандарты для расчета вероятности аварий. Таким образом, для практически идентичных конструкций станций сообщаемые вероятности варьируют в широких пределах. Четыре приведенные ниже примера ярко иллюстрируют проблему:

  • АЭС Вулф Крик в штате Канзас и АЭС Каллавэй в штате Миссури были построены как близнецы, с использованием одной и той же стандартной конструкции Westinghouse. Однако утверждается, что некоторые события на Каллавей приведут к повреждению активной зоны реактора с вероятностью в 10-20 раз большей, чем те же самые события на Вулф Крик.
  • АЭС Индиан Пойнт 2 и 3 построены по одному и тому же проекту Westinghouse и расположены в непосредственной близи друг от друга в штате Нью-Йорк, но эксплуатируются различными компаниями. На бумаге на станции Индиан Пойнт 2 вероятность аварии на 25 % выше, чем на станции-"сестре".
  • АЭС Секвойя и Ватт Бар в штате Теннесси были построены по одному и тому же проекту Westinghouse. Обе станции эксплуатируются одним и тем же владельцем. Первоначально было рассчитано, что вероятность аварии на новой станции, Ватт Бар, примерно в 13 раз больше, чем на станции-"сестре". После того, как расчеты провели заново, вероятность аварии на Ватт Бар стала только в два раза выше.
  • Атомные электростанции, спроектированные General Electric, оборудованы резервной системой для остановки реактора в случае, если обычная система управления стержнями не сработает. На бумаге эта резервная система выглядит в высшей степени надежной. Однако практический опыт показывает, что она далеко не так надежна, как это утверждается по оценкам риска.

Положение дел усугубляется тем, что КЯР позволяет владельцам АЭС увеличивать риски еще больше посредством сокращения их расходов на испытания и надзор за оборудованием систем безопасности. КЯР санкционирует эти сокращения, основываясь на неполных и неточных оценках вероятности аварий.

Когда КЯР узнает, что АЭС не соблюдает федеральные правила безопасности, она, чтобы рассчитать риск, полагается на расчетные вероятности аварии. Под постоянным давлением со стороны ядерной промышленности КЯР недавно приняла концепцию "регулирования, основанного на проинформированном риске", в которой многие правила безопасности исключаются, а содержание других существенно урезается на основе результатов оценок риска. Критическим вопросом тогда становится, а являются ли оценки рисков достаточно точными, чтобы на них можно было положиться для этих целей?

В общем, риск возникновения крупной аварии на любой АЭС неизвестен, поскольку, хотя вероятность аварии была оценена (пусть и с дефектными предположениями и противоречивыми определениями и процедурами), ее последствия не были оценены. Ниже будут привлечены другие источники для обеспечения недостающих фрагментов шарады о рисках.

Авария на АЭС может нанести вред населению в результате выброса радиоактивных материалов. Радиоактивные материалы испускают альфа-частицы, бета-частицы, гамма-лучи и/или нейтроны. Эти эмиссии называются "ионизирующим излучением", поскольку при взаимодействии с веществом частицы вызывают образование ионов11.

После аварии на Три Майл Айлэнд в 1979 г. Национальная лаборатория в Сандии провела оценку потенциальных последствий аварий на реакторе, при которых в атмосферу выбрасывается большое количество радиации. По каждой станции, работавшей в то время или близкой к вводу в эксплуатацию, лабораторией были определены количество радиации, выбросы которой могли бы произойти в случае крупной аварии, погодные условия данной области и население, проживающее в районах в направлении распространения ветра от станции. Было оценено, сколько людей погибнут и скольким будет причинен ущерб в течение первого года после аварии вследствие радиационного облучения. Было также оценено, сколько умрут позже от болезней, вызванных облучением, таких как рак. Диапазон оценок смертности на ранних этапах составлял от 700 для небольшого реактора до 100 000 для одного из самых крупных. Оценки смертности от рака варьировали от 3 000 до 40 000. Оценки пострадавших - от 4 000 до 610 000. Для сравнения: в результате взрыва атомной бомбы, сброшенной на Хиросиму, погибло 140 000 людей, а бомбы, сброшенной на Нагасаки, - 70 00012.

Неполные и неточные данные по оценкам риска на АЭС не дают КЯР прочного основания, чтобы двигаться в направлении "регулирования на основе проинформи-рованного риска". До того, как КЯР предпримет следующий шаг в сторону "регулирования на основе проинформированного риска", она должна выполнить следующее:

  1. Установить минимальный стандарт для оценок риска на АЭС, в который будут включены надлежащие методы для:

    а) учета того факта, что АЭС могут не соответствовать всем техническим спецификациям и нормативным требованиям;
    б) учета того факта, что на атомных электростанциях могут быть проектные, монтажные и строительные ошибки;
    в) решения проблемы старения оборудования;
    г) рассмотрения вероятности выхода из строя корпуса высокого давления ядерного реактора;
    д) решения проблемы человеческих действий;
    е) учета событий, отличных от повреждения активной зоны реактора, при которых работники АЭС и простые граждане могут подвергнуться воздействию радиоактивных материалов (например, аварии на бассейнах с отработанным топливом и прорывы емкостей с радиоактивными отходами);
    ж) учета последствий аварий на АЭС для работников АЭС и простых граждан;
    з) подтверждения предположений, используемых в оценках рисков; и
    и) обновления оценок рисков при изменении предположений.

  2. Потребовать от всех владельцев АЭС определять оценки рисков - а не вероятности рисков, которые бы соответствовали или превосходили минимальный стандарт.
  3. Потребовать от всех владельцев АЭС периодически обновлять оценки рисков, с тем чтобы отражать изменения, происходящие на станциях или в технологических процессах на них.
  4. Потребовать от всех владельцев АЭС предавать гласности все оценки рисков.
  5. Проводить инспекции на всех АЭС для подтверждения того, что оценки рисков соответствуют стандартам или превосходят их.
  6. Отвергать любое использование результатов оценок рисков для разграничения между приемлемыми и неприемлемыми эксплуатационными параметрами до тех пор, пока не будут пройдены все шаги, приведенные выше.

Для реализации этих рекомендаций от КЯР потребуется приложить большие усилия. К сожалению, КЯР может оказаться не в состоянии предпринять эти шаги по безопасности, поскольку она подвергается нападкам со стороны Конгресса с целью снижения ее бюджета. Почему? КЯР - организация "хозрасчетная". Большую часть ее бюджета составляют деньги не налогоплательщиков, а владельцев АЭС. Эти владельцы АЭС лоббировали в Конгрессе решение урезать бюджет КЯР. Конгресс согласился и урезал. В 1987 г. у КЯР было 850 региональных сотрудников и 790 сотрудников главного управления. Десять лет спустя в результате хронических урезаний бюджета персонал КЯР сократился до 670 региональных сотрудников и 651 сотрудников главного управления13. За период в десять лет, который начался со 101 лицензированной АЭС и закончился 109 АЭС, КЯР потеряла 20 процентов своих инспекторов по технике безопасности14.

Необходимо, пока это не слишком поздно, сделать КЯР более независимой в финансировании от атомной индустрии, с тем чтобы она могла должным образом контролировать эту промышленность.


Энергетика и Безопасность № 15
Энергетика и Безопасность | (англиский вариант)
IEER
Институт исследований энергетики и окружающей среды

Ваши вопросы и замечание посылайте координатору по международным свазям: michele@ieer.org
Такома Парк, Мэриланд США

2001 г. (Английский вариант издания был опубликован в декабре 2000 г.)

Опубликобана в Интернете в августе 2001 г.


Источники
  1. Дэвид Лохбаум является инженером по ядерной безопасности в Союзе обеспокоенных ученых (СОУ). Эта статья основана на отчете СОУ, автором которого он является, Nuclear Plant Risk Studies: Failing the Grade (Cambridge, Mass.: Union of Concerned Scientists, August 2000), которую можно заказать в СОУ (тел.: 1-617-547-5552) или получить на их сайте в Интернете http://www.ucsusa.org/energy/nuc_risk.html.
  2. US House of Representatives, Committee on Interior and Insular Affairs Subcommittee on Oversight & Investigations, "Calculation of Reactor Accident Consequences (CRAC2) for US Nuclear Power Plants (Health Effects and Costs) Conditional on an 'SST1' Release", November 1, 1982; и Nuclear Regulatory Commission, "A Safety and Regulatory Assessment of Generic BWR and PWR Permanently Shutdown Nuclear Power Plants", NUREG/CR-6451, Washington, D.C., August 1997.
  3. Richard L. Hudson, "Cost of Chernobyl Nuclear Disaster Soars in New Study", Wall Street Journal, March 29, 1990.
  4. Nuclear Regulatory Commission, "Individual Plant Examination Program: Perspectives on Reactor Safety and Plant Performance", NUREG-1560, Vol. 2, Parts 2-5, p. 14-3, Washington, D.C., November 1996.
  5. Sadanandan V. Pullani, "Design Errors in Nuclear Power Plants", AEOD/T97-01, Washington, D.C.: NRC Office for Analysis and Evaluation of Operational Data, January 1997.
  6. Nuclear Regulatory Commission, "NRC Research Program on Plant Aging: Listing and Summaries of Reports Issued Through September 1993", NUREG-1377, Rev. 4, Washington, D.C., December 1993.
  7. Brian Jordan, "NRC Finds Surry Accident Has 'High Degree' of Safety Significance", Inside NRC, Washington, D.C.: McGraw-Hill, January 5, 1987.
  8. Robert Pollard, "US Nuclear Power Plants - Showing Their Age - Case Study: Reactor Pressure Vessel Embrittlement", Cambridge, Mass.: Union of Concerned Scientists, December 1995.
  9. Jack E. Rosenthal to John T. Larkins, "Meeting with the Advisory Committee on Reactor Safeguards Human Factors Subcommittee, March 15, 2000, on SECY-00-0053, NRC Program on Human Performance in Nuclear Power Plant Safety", Washington, D.C.: Nuclear Regulatory Commission, March 6, 2000. (От ред.: Этот отчет был подготовлен для КЯР INEEL).
  10. Nuclear Regulatory Commission, "A Safety and Regulatory Assessment of Generic BWR and PWR Permanently Shutdown Nuclear Power Plants", NUREG/CR-6451, Washington, D.C., August 1997. (От ред.: Этот отчет был подготовлен для КЯР Национальной лебораторией Брукхэвен)
  11. Code of Federal Regulations, Title 10, Energy, Section 20.1003, Definitions.
  12. Richard Rhodes, The Making of the Atomic Bomb, New York: Simon & Schuster, pp. 734 and 740, 1986.
  13. NRC Office of Nuclear Reactor Regulation, "Regulatory Trends", Washington, D.C., April 1997.
  14. Sadanandan V. Pullani, "Design Errors in Nuclear Power Plants", AEOD/T97-01, Washington, D.C.: NRC Office for Analysis and Evaluation of Operational Data, January 1997.