Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии
The article substantiates the control over the safety of nuclear engineering objects (including NPPs, surface and underground repositories) according to the conception of virtual accident. The comprehensive analysis of the mistake of the probabilistic model of the time interval between heavy acciden...
Збережено в:
| Дата: | 2007 |
|---|---|
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
2007
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/3606 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии / В.И. Пампуро // Доп. НАН України. — 2007. — № 11. — С. 180-185. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-3606 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-36062025-02-09T10:14:45Z Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии Пампуро, В.И. Екологія The article substantiates the control over the safety of nuclear engineering objects (including NPPs, surface and underground repositories) according to the conception of virtual accident. The comprehensive analysis of the mistake of the probabilistic model of the time interval between heavy accidents is given. The step-by-step control over the safety with the use of some states of an object is grounded. 2007 Article Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии / В.И. Пампуро // Доп. НАН України. — 2007. — № 11. — С. 180-185. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. 1025-6415 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/3606 621.039.58 ru application/pdf Видавничий дім "Академперіодика" НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| topic |
Екологія Екологія |
| spellingShingle |
Екологія Екологія Пампуро, В.И. Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии |
| description |
The article substantiates the control over the safety of nuclear engineering objects (including NPPs, surface and underground repositories) according to the conception of virtual accident. The comprehensive analysis of the mistake of the probabilistic model of the time interval between heavy accidents is given. The step-by-step control over the safety with the use of some states of an object is grounded. |
| format |
Article |
| author |
Пампуро, В.И. |
| author_facet |
Пампуро, В.И. |
| author_sort |
Пампуро, В.И. |
| title |
Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии |
| title_short |
Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии |
| title_full |
Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии |
| title_fullStr |
Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии |
| title_full_unstemmed |
Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии |
| title_sort |
управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии |
| publisher |
Видавничий дім "Академперіодика" НАН України |
| publishDate |
2007 |
| topic_facet |
Екологія |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/3606 |
| citation_txt |
Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции виртуальной аварии / В.И. Пампуро // Доп. НАН України. — 2007. — № 11. — С. 180-185. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT pampurovi upravleniebezopasnostʹûobʺektovatomnojénergetikisoglasnokoncepciivirtualʹnojavarii |
| first_indexed |
2025-11-25T20:12:13Z |
| last_indexed |
2025-11-25T20:12:13Z |
| _version_ |
1849794536678621184 |
| fulltext |
оповiдi
НАЦIОНАЛЬНОЇ
АКАДЕМIЇ НАУК
УКРАЇНИ
11 • 2007
ЕКОЛОГIЯ
УДК 621.039.58
© 2007
В.И. Пампуро
Управление безопасностью объектов атомной
энергетики согласно концепции виртуальной аварии
(Представлено академиком НАН Украины В. П. Кухарем)
The article substantiates the control over the safety of nuclear engineering objects (including
NPPs, surface and underground repositories) according to the conception of virtual accident.
The comprehensive analysis of the mistake of the probabilistic model of the time interval between
heavy accidents is given. The step-by-step control over the safety with the use of some states
of an object is grounded.
Проблема экологической безопасности особо остро стоит для объектов атомной энергетики,
включая безопасность АЭС, поверхностных хранилищ отходов ядерного топлива и радио-
активных отходов (РАО), а также их изоляции в недрах Земли. Негативное воздействие
на окружающую среду в результате потребления энергии резко возрастает. При отсутствии
защиты затраты на устранение негативных последствий превосходят стоимость выработан-
ной электроэнергии [1]. Обеспечение безопасности АЭС опирается на достаточно большой
опыт их эксплуатации, а также классическую теорию анализа риска аварии [2–5]. Проблема
обеспечения безопасности поверхностных хранилищ РАО, а также изоляции отходов ядер-
ного топлива и других долгоживущих радиоактивных отходов в недрах Земли качественно
отличается от проблемы обеспечения безопасности. Отличия состоят в отсутствии, во-пер-
вых, опыта эксплуатации хранилищ и изоляционных сооружений, а также в очень большом
требуемом сроке существования хранилищ изоляционных сооружений [6, 7].
Несмотря на качественные отличия, решение проблемы обеспечения безопасности как
АЭС, так и хранилищ и изоляционных сооружений имеют общие методологические причи-
ны возможной аварии. Такими причинами являются неполнота и неопределенность исхо-
дной информации об авариях, а также погрешность технологии обращения с РАО [8, 9].
В связи с вышеизложенным необходимо уяснить пригодность существующей методоло-
гии анализа безопасности согласно вероятностной модели возможной аварии, используемой
в работах по анализу риска [2–5].
Принципиальным положением существующей теории управления безопасностью явля-
ется выбор математической модели времени наступления аварии АЭС. В логико-матема-
180 ISSN 1025-6415 Reports of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2007, №11
тическом подходе, реализуемом в методе дерева событий [2–5], используется представление
о неограниченной случайной непрерывной величине времени наступления тяжелой аварии.
Обозначим неограниченную случайную непрерывную величину времени наступления
тяжелой аварии через η, плотность вероятности которой ψ(y). Соответственно, значения
у случайной величины η принадлежат полубесконечному интервалу: y ∈ [0;∞]. Согласно
теории вероятностей, вероятность
P{η ∈ [0;∞]} =
∞∫
0
ψ(y) dy = 1. (1)
Соответственно, вероятность тяжелой аварии на интервале срока службы [0, τ ] равна
P{η ∈ [0, τ ]} =
τ∫
0
ψ(y) dy = 1 −
∞∫
τ
ψ(y) dy. (2)
При обычно нормируемом допустимом значении вероятности риска тяжелой аварии 10−7
реактор/год [10] и сроке службы τ = 30 лет вероятность аварии за период срока службы
P{η ∈ [0, τ ]} =
τ∫
0
ψ(y) dy ∼= 3 · 10−6 реактор/срок службы (3)
мала. Это, по мнению нормировщиков, делает практически невозможной тяжелую аварию
с выбросом радиоактивных веществ [10]. Однако при этом не учитывается погрешность ап-
проксимации ограниченного срока службы объекта неограниченной случайной величиной,
что приводит к следующей некорректности математической модели [11].
Действительно, для неограниченной случайной величины времени тяжелой аварии η
значение вероятности аварии на интервале после снятия АЭС с эксплуатации [τ ;∞] равно
P{η ∈ [τ ;∞]} =
∞∫
τ
ψ(y) dy = 0,999997. (4)
Из выражения (4) следует, что наибольшая (почти стопроцентная) вероятность аварии
АЭС, например плавление активной зоны, наступит после снятия ее с эксплуатации. Поня-
тно, что такой вывод противоречит основным представлениям о свойствах АЭС. Очевидно,
что после снятия с эксплуатации (при отсутствии ядерного топлива в реакторе) плавление
активной зоны невозможно.
Практическая несостоятельность модели неограниченной случайной непрерывной вели-
чины времени наступления тяжелой аварии (например, плавления активной зоны) η видна
из следующего анализа. Пусть вероятность времени плавления активной зоны подчинена
экспоненциальному закону
P{η > t]} = 1 − e−λt, (5)
который наиболее подходит для априорного анализа. Для малых значений вероятности
аварии справедливо равенство
P{η > t]} = λt. (6)
ISSN 1025-6415 Доповiдi Нацiональної академiї наук України, 2007, №11 181
Интенсивность наступления события плавления активной зоны
λ =
1
T 0
, (7)
где T 0 — среднее значение времени плавления активной зоны. Соответственно, для t = 1 год
вероятность
P{η > 1]} = λ · 1/год = 10−7. (8)
Тогда среднее значение времени плавления активной зоны
T 0 = 107 лет. (9)
Согласно технологии работы АЭС, плавление активной зоны возможно только при на-
личии в реакторе ядерного топлива. Понятно, что плавление активной зоны может быть
только в период эксплуатации АЭС. В связи с этим статистическое среднее значение вре-
мени плавления T 0
ст
не может быть больше срока эксплуатации АЭС τ даже в случае, если
бы плавление активной зоны произошло в последний год эксплуатации АЭС. Cрок эксплу-
атации АЭС τ измеряется десятками лет и существенно меньше значения 102 лет. Поэтому
всегда имеет место неравенство T 0
ст
6 τ ≪ T 0. Следовательно, значение T 0 = 107 лет не
имеет практического смысла. Соответственно, нормированное значение показателя риска
плавления активной зоны P{η > t]} 6 10−7 реактор/год не может быть апробировано. Оно
является следствием некорректного применения математических методов.
Поэтому модель неограниченной случайной величины времени тяжелой аварии не может
быть принята для корректной оценки вероятности риска аварии.
Рассмотрим корректность модели ограниченной случайной величины времени тяжелой
аварии ξ с плотностью вероятности φ(x), когда значения x случайной величины ξ принадле-
жат конечному интервалу: x ∈ [0; τ ]. В соответствии с теорией, вероятность наступления
тяжелой аварии за время срока службы
P{ξ ∈ [0; τ ]} =
τ∫
0
ψ(y) dy = 1. (10)
Следовательно, согласно модели ограниченной случайной величины ξ, неизбежна тяжелая
авария АЭС за время ее службы.
Из приведенного примера следует отрицание статистической устойчивости модели слу-
чайного события аварии, а также необходимость модели виртуальной аварии, которая будет
рассмотрена далее.
Приведенный анализ моделей неограниченной и ограниченной непрерывных случайных
величин времени наступления аварии справедлив для любых объектов атомной энергии.
Из вышеизложенного следует, что постулирование модели как неограниченной η, так
и ограниченной ξ случайных величин времени наступления тяжелой аварии не пригодно
для управления безопасностью объектов атомной энергетики с целью предотвращения
аварии, так как при таком постулате аварии становятся статистически закономер-
ными (неизбежными). Тогда теоретически теряют смысл любые концепции обеспечения
безопасности объектов атомной энергии. Поэтому необходимы другие подходы к обосно-
ванию модели тяжелой аварии.
182 ISSN 1025-6415 Reports of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2007, №11
Основным принципом экспертного анализа опасности является разработка сценариев
в виде симптомно-ориентированных инструкций возможной тяжелой аварии потенциаль-
но опасного объекта из-за отказа (исходного события) того или иного элемента системы
управления безопасностью. Сценарий заключается в комбинации событий работоспособ-
ности и неработоспособности (отказов) элементов системы защиты объекта совместно с ис-
ходным событием, которые, по мнению эксперта, могут приводить к аварии. При этом
априори постулируется стохастическая закономерность аварий. Примером такого подхо-
да является анализ “маловероятных событий”, которые практически не наблюдались [2–5].
Анализируется последовательность “более вероятных событий”, связанных с маловероя-
тным событием постулируемой причинно-следственной цепочки [3]. На основе этой идеи
в методе дерева событий рассматривается сочетание исходного события с различными ком-
бинациями событий работоспособности и неработоспособности выбранных экспертом эле-
ментов систем защиты от аварий. Эти события полагаются независимыми, вероятность
комбинации равна произведению вероятностей событий, образующих комбинацию. Веро-
ятность аварии равна вероятности исходного события, умноженной на сумму вероятнос-
тей тех комбинаций, которые, по мнению эксперта, являются “более вероятными события-
ми” и могут совместно с исходным событием привести к аварии. Например, так рассмат-
ривается вероятность выброса вредных веществ из-за плавления активной зоны реакто-
ра [2, 3, 5].
Методологическая погрешность такого анализа заключается в принятии вероятностной
гипотезы аварий, с одной стороны, и постулировании независимости событий, образующих
комбинации, с другой. Действительно, если событие аварии не наблюдалось и поэтому ста-
тистически неустойчиво, то теоретически частота его появления равна нулю. Соответствен-
но, и его вероятность (как теоретическое отображение частоты) также равна нулю. Тогда
“более вероятные события” являются несовместными и, следовательно, зависимыми. Поэто-
му, нельзя принять гипотезу их независимости. Известно, что событие плавления активной
зоны не является устойчивым (известны только две такие крупные аварии, не связанные
общими статистическими закономерностями).
Таким образом, если нет оснований для априорной гипотезы постоянства частоты ава-
рии (статистической устойчивости ее закономерностей), то нет и основания для ее вероят-
ностной гипотезы. Такая авария априори гипотетически возможна, но она не является
статистически закономерной!
Гипотетическая возможность принципиально отличается от статистической закономер-
ности (неизбежности). Такую возможность нельзя отрицать в принципе, но она не является
закономерной, как вероятностная модель аварии. Соответственно, исходя из гипотетической
(а не вероятностной) возможности аварии, следует использовать подход к управлению без-
опасностью, принципиально отличающийся от вероятностного подхода к трактовке аварии.
Методологически важный случай, требующий учета маловероятных событий типа зем-
летрясения или падения самолета. Например, периодичность землетрясения принимается
равной 106 лет. Если срок службы объекта τ ≪ 106 лет (для АЭС срок службы τ < 100 лет),
то с позиций управления безопасностью нельзя утверждать постоянство частоты земле-
трясения на интервале τ . Иначе, такого рода события с позиций управления безопасно-
стью объектов атомной энергии следует рассматривать как статистически неустойчивые по
отношению к событию аварии потенциально опасного объекта. Таким образом, следстви-
ем методологической погрешности постулирования вероятностной природы потенциально
возможных тяжелых аварий (типа плавления активной зоны) является перевод гипотети-
ISSN 1025-6415 Доповiдi Нацiональної академiї наук України, 2007, №11 183
чески возможных (но практически не обязательных!) аварий в разряд статистически за-
кономерных и, следовательно, теоретически неизбежных. Тогда концепция глубоко эшело-
нированной защиты становится теоретически бесполезной, так как согласно вероятностной
гипотезе авария неизбежна при любых защитах.
Указанные методологические ограничения вероятностной модели случайных величин
времени наступления тяжелой аварии сняты в концепции виртуальной аварии [8, 9, 12].
Виртуальная авария — такая авария, для которой невозможно установить законо-
мерности из-за неполноты знаний об аварии и погрешности управления безопасностью,
которая гипотетически возможна (теоретически не может быть исключена), но прак-
тически не обязательна. В основе определения виртуальной аварии лежит понятие воз-
можности аварии. Возможность — априори предполагаемое событие (последовательность
событий, как предполагаемых причин аварии), которое не имеет априори устойчивых ста-
тистических данных появления этого события [8, 9].
Очевидно, что управление безопасностью (как любое априорное управление) можно осу-
ществить, только используя закономерности. Следуя методологии виртуальной аварии (ко-
гда отсутствует стохастическая закономерность аварии), наиболее управляемой закономер-
ностью обеспечения безопасности, которую целесообразно использовать для управления
безопасностью, является закономерность технологии предупреждения аварии. Эта техно-
логия достаточно хорошо разработана и постоянно совершенствуется за счет наукоемких
технологий. Поэтому оптимальное управление безопасностью объектов атомной энергетики
для модели виртуальной аварии целесообразно осуществлять путем оптимизации прежде
всего технологии предотвращения аварии [8, 9].
Однако так как авария не может быть теоретически исключена, то необходимо преду-
сматривать и возможность управления в случае ее наступления. Иначе, ввиду априорной
неопределенности появления аварии, необходимо использовать принцип управления по те-
кущему состоянию объекта. Согласно этому принципу на каждом шаге управления следует
иметь возможность перехода в безопасное состояние объекта, когда его текущее состояние
потенциально опасно.
Принцип управления безопасностью по состоянию объекта необходимо использовать
в течение всего срока службы поверхностного хранилища. Объясняется это проблемой обе-
спечения долговечности поверхностного хранилища [6]. Согласно этому принципу необхо-
димо предусмотреть возможность повторного извлечения контейнеров с РАО и их переза-
хоронения, когда прогнозируется опасность для текущего состояния объекта.
Принцип управления безопасностью по состоянию объекта целесообразно использовать
и для геологического хранилища РАО. Согласно существующей теории захоронения РАО
в недрах Земли, геологическое хранилище представляет собой экологическую опасность
на этапах его создания, вплоть до закрытия геологического хранилища [6]. Этот вывод
подтверждается результатами фундаментальных исследований по проблеме изоляции РАО
в недрах Украины [7]: “даже после засыпки и гермитизации хранилища, остается возмож-
ность повторного извлечения упаковки отходов в течение длительного периода времени,
на протяжении которого упаковка сохраняет свою целостность” [7, с. 21–22]. При этом “до-
зовые нагрузки . . . , а также риски потенциального облучения . . . должны быть настолько
низкими, насколько возможно с учетом экономической целесообразности. . . . ” [7, с. 82].
Реализация цитируемых положений и управление безопасностью при постулировании
виртуальной аварии полностью соответствует положениям концепции “максимальной без-
опасности при минимуме затрат” [8, 9].
184 ISSN 1025-6415 Reports of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2007, №11
Таким образом, принцип управления по состоянию является общим принципом управ-
ления безопасностью любых объектов атомной энергетики, составляющим часть концепции
“максимальной безопасности при минимуме затрат”.
1. 0ЕСD/NЕА (Nuclear Energy Agency). Methodologies for Assessing the Economic Consequences of Nuclear
Reactor Accidents. – Paris, 2000.
2. Хенли Э.Д., Кумато X. Надежность технических систем и оценка риска. – Москва: Машиностроение,
1979. – 528 с.
3. Уивер Л. Риск от аварии нa АЭС с легководяными реакторами // Безопасность ядерной энергетики. –
Москва: Атомиздат, 1980. – С. 114–133.
4. Швыряев Ю.В. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. –
Москва: ИАЭ им. Курчатова, 1992. – 266 с.
5. Бегун В. В., Горбунов О.В., Каденко И.Н. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций
9ВАБ0. Учеб. пособие. – Киев, 2000. – 568 с.
6. Пампуро В.И. Принцип необходимой оптимальной управляемости безопасностью обращения с ради-
оактивными отходами // Доп. НАН України. – 2003. – № 6. – С. 182–187.
7. Шестопалов В.М. и др. Изоляция радиоактивных отходов в недрах Украины / Под ред. В. М. Шесто-
палова. – Киев: Научно-инжерный центр радиогидрогеологических полигонных исследований, 2006. –
398 с.
8. Пампуро В.И. Максимальная безопасность атомных станций при минимально возможных затра-
тах // Доп. НАН України. – 2006. – № 5. – С. 186–192.
9. Пампуро В.И. Концепция максимальной безопасности АЭС при минимуме возможных затрат //
Докл. на конф., посвященной 20-летию чернобыльской катастрофы, Киев, 24–26 апр. 2006 г. – Киев,
2006. –С. Т3–22.
10. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. – НП 30.1. 02\1.034–2000.
11. Пампуро В.И., Инюшев В. В., Шараевский И.Г. Методология системного подхода к оптимальному
управлению безопасностью АЭС // Ядерная и радиационная безопасность. – 2003. – № 4. – С. 26–42.
12. Пампуро В.И. Концепция тяжелой аварии и верхняя оценка ее риска // Доп. НАН України. – 2001. –
№ 7. – С. 185–190.
Поступило в редакцию 26.03.2007Институт электродинамики НАН Украины, Киев
ISSN 1025-6415 Доповiдi Нацiональної академiї наук України, 2007, №11 185
|