1.2.1. АС удовлетворяет требованиям безопасности, если соблюдаются следующие условия:

радиационное воздействие АС на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации до проектных аварий включительно не приводит к превышению установленных доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам;

радиационное воздействие АС на персонал, население и окружающую среду ограничивается при запроектных авариях;

ограничивается вероятность возникновения на АС аварий.

Комментарий

Радиационное воздействие АС на персонал, население и окружающую среду формируется за счет выбросов РВ в атмосферу, сбросов в водные объекты, протечек внутри АС, а также за счет излучения топлива, наведенной активности оборудования и других факторов. Принимаемые технические и организационные решения по обеспечению безопасности АС должны ограничивать это воздействие допустимыми уровнями при нормальной эксплуатации и ее нарушениях вплоть до проектных аварий. Поскольку невозможно ограничить последствия ЗПА определенными значениями (что возможно для нормальной эксплуатации и ее нарушений вплоть до проектных аварий), то для ЗПА требование обеспечения безопасности формулируется по-другому - принимаемые технические и организационные решения должны быть направлены на ограничение радиационных последствий.

Кроме того, еще одним необходимым компонентом безопасности АС является принятие технических и организационных мер по ограничению вероятности аварий. Для тяжелых аварий и аварий, сопровождающихся большим аварийным выбросом, в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций сформулированы целевые вероятностные ориентиры (см. комментарий к пункту 1.2.17). Однако требование по ограничению вероятности аварий, содержащееся в комментируемом пункте, не сводится только к ограничению вероятности этих наиболее тяжелых по последствиям аварий: рассматриваемый пункт правил требует принятия мер по ограничению вероятности любых аварий (в том числе и таких, для которых не установлены целевые вероятностные ориентиры).

1.2.2. Безопасность АС достигается за счет качественного проектирования, конструирования и изготовления оборудования, размещения, сооружения и эксплуатации АС посредством соблюдения требований федеральных законов, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, формирования и поддержания культуры безопасности, учета опыта эксплуатации и современного уровня развития науки, техники и производства.

Комментарий

Поскольку соблюдение трех условий, указанных в пункте 1.2.1 (см. комментарий выше), при которых АС удовлетворяет требованиям безопасности, как правило, не может быть непосредственно проверено на практике (за исключением требований по ограничению радиационного воздействия АС при нормальной эксплуатации) вследствие того, что радиационная опасность АС носит, в основном, потенциальный характер, комментируемый пункт устанавливает, что о достижении безопасности АС судят по выполнению требований федеральных законов, ФНП, соответствию современному уровню развития науки, техники и производства.

В комментируемом пункте упоминаются в качестве условий, обеспечивающих достижение безопасности АС, формирование и поддержание культуры безопасности, а также учет опыта эксплуатации, несмотря на то, что эти требования уже присутствуют в ФНП (в частности, в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций). Это обусловлено тем, что данные условия являются весьма важными аспектами обеспечения безопасности и требуют постоянного внимания эксплуатирующей организации.

1.2.3. Допустимые пределы доз облучения персонала АС и допустимые пределы доз облучения населения для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая аварии, значения предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух и допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты устанавливаются в соответствии с законодательством Российской Федерации. Уровни облучения в результате выброса и сброса радиоактивных веществ с АС должны быть ниже установленных пределов и на разумно достижимом низком уровне.

Комментарий

Нормативы радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду для нормальной эксплуатации устанавливаются в Федеральном законе "О радиационной безопасности населения" и в нормах радиационной безопасности, а для проектных аварий степень ограничения воздействия устанавливается в санитарных правилах проектирования и эксплуатации АС.

Необходимость осуществления выбросов и сбросов РВ в пределах установленных нормативов установлена в Федеральном законе "Об охране окружающей среды" и Федеральном законе "Об охране атмосферного воздуха". Постановлениями Правительства Российской Федерации определено, кем утверждаются методы установления нормативов ПДВ и ДС.

Второе предложение комментируемого пункта правил требует выполнения для АС двух установленных в Федеральном законе "О радиационной безопасности населения" принципов обеспечения радиационной безопасности - принципа нормирования и принципа оптимизации (указанный закон рассматривает помимо этих двух принципов также принцип обоснования).

1.2.4. Безопасность АС должна обеспечиваться за счет последовательной реализации глубокоэшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды.

Система физических барьеров блока АС должна включать: границу контура теплоносителя реактора, герметичное ограждение РУ и биологическую защиту, а также, как правило, топливную матрицу и оболочку твэла.

Система технических и организационных мер должна образовывать пять уровней глубокоэшелонированной защиты и включать следующие уровни.

Уровень 1. Условия размещения АС и предотвращение нарушений нормальной эксплуатации:

оценка и выбор площадки, пригодной для размещения АС;

установление санитарно-защитной зоны, зоны наблюдения вокруг АС, а также зоны планирования защитных мероприятий;

разработка проектной документации АС (далее - проект АС) на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней самозащищенности РУ и мерами, направленными на исключение порогового эффекта;

обеспечение требуемого качества систем (элементов) АС и выполняемых работ;

эксплуатация АС в соответствии технологическими регламентами и производственными инструкциями, разрабатываемыми с соблюдением требований нормативных правовых актов и иных нормативных документов;

поддержание в исправном состоянии важных для безопасности систем и элементов путем своевременного определения дефектов, принятия профилактических мер, замены выработавшего ресурс оборудования, организации эффективно действующей системы технического обслуживания и ремонта, документирования результатов работ и контроля;

подбор и обеспечение необходимого уровня квалификации персонала АС для действий при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии, формирование культуры безопасности.

Уровень 2. Предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации:

своевременное выявление отклонений от нормальной эксплуатации и их устранение;

управление при эксплуатации с отклонениями.

Уровень 3. Предотвращение запроектных аварий системами безопасности:

предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в запроектные аварии с применением систем безопасности;

ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, путем локализации выделяющихся радиоактивных веществ.

Уровень 4. Управление запроектными авариями:

возвращение АС в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах;

предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий, в том числе с применением специальных технических средств для управления запроектными авариями, а также любых систем (элементов), включая системы (элементы) нормальной эксплуатации и системы (элементы) безопасности, способных выполнять требуемые функции в сложившихся условиях;

защита герметичного ограждения РУ от разрушения при запроектных авариях и поддержание его работоспособности.

Уровень 5. Противоаварийное планирование:

подготовка и осуществление планов мероприятий по защите персонала и населения на площадке АС и за ее пределами.

Глубокоэшелонированная защита должна осуществляться на всех этапах деятельности, связанных с обеспечением безопасности АС, в той части, которая затрагивается этим видом деятельности. Приоритетной является стратегия предотвращения неблагоприятных событий, при этом особое внимание должно уделяться уровням 1 и 2.

Должны быть предприняты все разумно достижимые меры, обеспечивающие независимость уровней глубокоэшелонированной защиты друг от друга. Предпринятые меры должны быть обоснованы.

Комментарий

Содержание концепции ГЭЗ, изложенное в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций, с некоторыми корректировками перенесенное из ранее действовавших Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), основывается на публикациях Международной группы по ядерной безопасности INSAG-10 и INSAG-12. Вместе с тем, имеются и отдельные различия в представлении концепции ГЭЗ в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций и упомянутых публикациях INSAG (некоторые отличия в терминологии и содержании уровней ГЭЗ).

Графическое представление ГЭЗ приведено в приложении N 3 к настоящему Руководству по безопасности.

Указанные в комментируемом пункте физические барьеры характерны для эксплуатируемых в настоящее время АС с водоохлаждаемыми реакторами, а также с реакторами, охлаждаемыми жидкометаллическим теплоносителем. Для инновационных типов реакторов (например, с ЯТ в виде солевого расплава) нельзя исключать отсутствие твэлов (и, соответственно, топливной матрицы и оболочек твэлов), вследствие чего в комментируемом пункте по отношению к этим физическим барьерам используется оборот "как правило".

Реализация концепции ГЭЗ является методом обеспечения безопасности АС, при применении которого принимаются меры по компенсации негативного влияния на безопасность потенциальных отказов и ошибочных действий человека, поддерживается эффективность физических барьеров, принимаются меры по их защите, принимаются меры по защите населения и окружающей среды, если физические барьеры оказываются не полностью эффективными. При этом, если отказывает один уровень защиты, то вступают в действие технические и организационные меры, предусмотренные для следующего уровня защиты, а процесс развития нарушения растягивается во времени, что позволяет контролировать его и управлять им.

На заре развития атомной энергетики при проектировании АС рассматривались три уровня ГЭЗ. Однако последующая эволюция понимания этой концепции, особенно связанная с учетом уроков тяжелых аварий на АЭС Три Майл Айленд и в Чернобыле, привела к современному представлению о ней как о системе технических и организационных мер, образующей пять уровней защиты.

Как указано в комментируемом пункте 1.2.4, приоритетной стратегией ГЭЗ является предотвращение неблагоприятных событий. Это означает, что наиболее важным для обеспечения безопасности является недопущение возникновения отказов и предотвращение развития их в аварии, если они все же возникли. При этом требуется уделять специальное внимание уровням 1 и 2, чтобы более серьезные нарушения нормальной эксплуатации были как можно более редкими событиями. Вместе с тем, поскольку полностью исключить возникновение аварий нельзя, а возникновение аварий связано с потенциальной опасностью для персонала, населения и окружающей среды, то на АС необходимы и остальные уровни ГЭЗ.

Особое (системообразующее) место в ГЭЗ занимает первый уровень: такие его аспекты как, в частности, обеспечение требуемого качества систем (элементов) АС и выполняемых работ, поддержание в исправном состоянии систем и элементов, обеспечение необходимого уровня квалификации персонала АС, формирование культуры безопасности, являются необходимым условием эффективного функционирования всех уровней ГЭЗ.

Следует отметить, что требования по реализации перечисляемых в комментируемом пункте технических и организационных мер, относящихся к тому или иному уровню ГЭЗ, являются самыми общими и не исчерпывают требований к организации ГЭЗ на АС. Требования преобладающей части других пунктов Общих положений обеспечения безопасности атомных станций и иных ФНП также относятся к тому или иному аспекту ГЭЗ из числа перечисленных в пункте 1.2.4.

Новым, по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), в описании ГЭЗ является положение, отраженное в описании уровня 1, относящееся к мерам, направленным на исключение порогового эффекта (см. также комментарий к определению термина 51).

Требование комментируемого пункта по принятию всех разумно достижимых мер по обеспечению независимости уровней ГЭЗ (также являющееся новым по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)) - один из ключевых факторов эффективности и надежности многоуровневой защиты, способности ее противостоять отказам уровней по общим причинам. Это обеспечивается, в том числе применением различных, либо работающих на разных принципах технических средств для разных уровней ГЭЗ. Кроме того, для выполнения данного требования в проекте АС должны предприниматься меры, чтобы воздействия (внутренние и внешние), способные вывести из строя сразу несколько уровней ГЭЗ, были тем менее вероятными, чем большее количество уровней они делают неэффективными. Безусловно, невозможно обеспечить полную независимость уровней ГЭЗ друг от друга, всегда останется ряд технических средств, задействованных сразу на нескольких уровнях защиты (приведем в качестве одного из примеров ГО РУ, которое выполняет функции по удержанию РВ и на третьем, и на четвертом уровнях ГЭЗ). Однако разумно достижимые меры по обеспечению такой независимости должны быть приняты и их достаточность обоснована.

Следует подчеркнуть, что реализация ГЭЗ для обеспечения безопасности АС - непреложное фундаментальное нормативное требование, основа современного понимания (и российского, и международного) того, каким образом должна достигаться безопасность АС - не только уже имеющихся и проектируемых, но и только задумываемых, в том числе инновационных.

1.2.5. При нормальной эксплуатации все физические барьеры должны быть работоспособными, а меры по их защите должны находиться в состоянии готовности. При выявлении неработоспособности любого из предусмотренных проектом физических барьеров или неготовности мер по его защите РУ должна быть остановлена и приняты меры по приведению блока АС в безопасное состояние. В проекте АС должны быть предусмотрены меры, направленные на предотвращение повреждения одних барьеров вследствие повреждения других, а также нескольких физических барьеров вследствие одного воздействия.

Комментарий

Наличие системы из нескольких физических барьеров, последовательно расположенных на пути распространения ИИ и РВ в окружающую среду, и многоуровневость мер по их защите не являются основанием для работы АС при неработоспособности отдельных физических барьеров или при неготовности мер по их защите, поскольку иное означало бы несоблюдение условий обеспечения безопасности, установленных в пункте 1.2.1, и несоответствие ГЭЗ требованиям пункта 1.2.4. Все физические барьеры, а также технические и организационные меры, реализующие уровни ГЭЗ (в том числе обеспечивающие защиту физических барьеров), должны быть работоспособны при нормальной эксплуатации АС.

Новым в комментируемом пункте является положение о необходимости принятия мер, направленных на предотвращение повреждения одних барьеров вследствие повреждения других, а также нескольких физических барьеров вследствие одного воздействия. По существу это является требованием по защите физических барьеров от отказов по общей причине, содержащимся в общем виде в пункте 3.1.9. ФНП содержат ряд требований, развивающих указанное нормативное положение (в частности, Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций содержат требование по защите ГО РУ от воздействия летящих предметов, образующихся при разрыве трубопроводов первого контура внутри ГО).

Абсолютная независимость физических барьеров достигнута быть не может (например, разрыв корпуса реактора при высоком давлении, как правило, вызывает зависимый отказ ГО РУ), но в соответствии с требованиями рассматриваемого пункта, в проекте АС должны быть предусмотрены разумно достижимые меры, направленные на обеспечение такой независимости.

1.2.6. В проекте АС должны быть обоснованы пределы и условия безопасной эксплуатации, а также предусмотрены технические средства и организационные меры, направленные на предотвращение нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации.

Комментарий

Предусмотренные в проекте АС пределы и условия безопасной эксплуатации (см. комментарии к определениям терминов 55 и 86) ограничивают область, в пределах которой обоснованы как отсутствие аварий, так и соответствующая требованиям ФНП готовность АС к ограничению последствий проектных аварий и смягчению последствий ЗПА. Соответствующие обоснования пределов и условий безопасной эксплуатации представляются в составе проекта АС.

В соответствии с общепризнанными международными подходами, отраженными, в том числе, в нормах безопасности МАГАТЭ, пределы и условия безопасной эксплуатации рекомендуется устанавливать так, чтобы персонал АС в любой ситуации понимал, происходит или не происходит их нарушение. Это на практике означает принятие мер по представлению персоналу БПУ результатов измерения (вычисления) параметров, по которым установлены пределы безопасной эксплуатации в сопоставлении со значением пределов. Также должны предусматриваться меры по контролю соблюдения условий безопасной эксплуатации и своевременному выявлению их нарушения.

Пределы и условия безопасной эксплуатации обычно устанавливаются дифференцированно: они могут отличаться для разных состояний нормальной эксплуатации АС (например, отдельно для работы РУ на полной мощности, отдельно - для работы РУ на пониженных уровнях мощности, минимально контролируемом уровне мощности, отдельно - для различных режимов эксплуатации с подкритическим реактором - "холодное состояние", "горячее состояние", "останов для перегрузки" и другие), это обусловлено тем, что разные состояния нормальной эксплуатации АС различаются как перечнем возможных в этих состояниях нарушений нормальной эксплуатации, так и требованиями к готовности систем и оборудования для обеспечения безопасности АС.

К техническим и организационным мерам, направленным на предотвращение нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации, которые должен предусматривать проект АС, в соответствии с требованиями комментируемого пункта, относятся, в частности, управляющие системы (как УСНЭ, так и УСБ), инициирующие управляющие воздействия, направленные на такое изменение параметров РУ и АС, которое предотвращает нарушение пределов и условий безопасной эксплуатации (например, инициирующие снижение мощности РУ или, при необходимости, останов РУ). Также к указанным мерам относятся приводимые в технологическом регламенте эксплуатации блока АС требования по действиям персонала АС, направленным на предотвращение нарушения указанных пределов и условий.

1.2.7. Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности АС, должны быть апробированы прежним опытом, испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов. Такой подход должен применяться не только при разработке оборудования и проектировании АС, но и при изготовлении оборудования, сооружении и эксплуатации АС, при реконструкции АС и модернизации ее систем и элементов, а также при выводе АС из эксплуатации.

Комментарий

Данный пункт определяет один из важнейших фундаментальных принципов обеспечения безопасности, направленный на обеспечение требуемой надежности выполнения функций на всех уровнях ГЭЗ (см. комментарий к пункту 1.2.4). Совместно с пунктами 1.2.10, 1.2.20 и 1.2.21, формулирующими требования обеспечения качества и культуры безопасности, требования данного пункта направлены на создание необходимых условий для эффективного функционирования уровней ГЭЗ.

Несоблюдение требований данного пункта, как показывает анализ уроков имевших место нарушений в работе АС, может иметь значительное негативное влияние на безопасность АС.

Если при принятии конкретного технического или организационного решения имеются в наличии не все перечисленные в комментируемом пункте способы апробации (прежний опыт, испытания, исследования, опыт эксплуатации прототипов), принимаются меры по восполнению недостающих составляющих, либо обосновывается достаточность имеющихся свидетельств об апробации.

1.2.8. Система технических и организационных мер по обеспечению безопасности АС, проектные основы систем и элементов, важных для безопасности, должны быть представлены в ООБ АС, разработка которого обеспечивается эксплуатирующей организацией с участием разработчиков проектов АС и РУ. Расхождения, влияющие на безопасность АС, между информацией, содержащейся в ООБ АС и в проекте АС, либо расхождения проекта АС с его реализацией не допускаются. Соответствие ООБ АС реальному состоянию АС должно поддерживаться эксплуатирующей организацией в течение всего срока службы АС.

Комментарий

Разработка ООБ АС обеспечивается эксплуатирующей организацией с участием разработчиков РУ и АС, а также, при необходимости, с привлечением других организаций, выполняющих для эксплуатирующей организации работы и предоставляющих услуги. ООБ АС представляется в Ростехнадзор в составе комплекта документов, обосновывающих ядерную и радиационную безопасность, прилагаемых к заявлению на получение лицензии на размещение, сооружение, эксплуатацию или вывод из эксплуатации АС.

ООБ АС разрабатывается на основании проекта АС и должен обеспечивать достаточно полную информацию для адекватного понимания проекта АС, концепции безопасности, на которой этот проект базируется, программы обеспечения качества и основных принципов эксплуатации АС. Объем информации, представляемой в проекте и ООБ АС, является разным, однако, в соответствии с требованиями настоящего пункта, не допускаются расхождения информации, представленной в ООБ АС и в проекте АС по аспектам, оказывающим влияние на ядерную и радиационную безопасность АС (к таким расхождениям следует относить, например, сведения о составе систем и элементов, важных для безопасности, об их технических характеристиках, влияющих на работоспособность или надежность выполнения требуемых функций, сведения о назначаемых классах безопасности и их обосновании и другие сведения, которые представляются в ООБ АС в соответствии с ФНП, устанавливающими требования к структуре и содержанию отчета по обоснованию безопасности).

На основании информации, содержащейся в ООБ АС, Ростехнадзор оценивает достаточность обоснования безопасности размещения, сооружения, эксплуатации или вывода из эксплуатации конкретного блока АС.

1.2.9. В ООБ АС должны быть представлены детерминистические и вероятностные анализы безопасности. Анализы безопасности должны быть выполнены для всех эксплуатационных состояний АС и должны учитывать все имеющиеся на АС места нахождения ядерных материалов, радиоактивных веществ и РАО, в которых может возникнуть нарушение нормальной эксплуатации АС. Детерминистические анализы проектных аварий должны выполняться на основе консервативного подхода. Вероятностные анализы безопасности должны включать оценку вероятности большого аварийного выброса. Анализы безопасности должны сопровождаться оценками погрешностей и неопределенностей получаемых результатов. Используемые при обосновании безопасности программные средства должны быть аттестованы.

Комментарий

Детерминистические и вероятностные анализы безопасности являются основой обоснования безопасности АС. Детерминистический метод обоснования безопасности является исторически первым и основным. В ООБ АС представляются детерминистические анализы проектных аварий, а также детерминистические анализы ЗПА.

Детерминистические анализы проектных аварий проводятся с целью подтверждения выполнения требований пунктов 1.2.1 и 1.2.3 Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектных авариях. Анализы выполняются в соответствии с требованиями пункта 1.2.12 для всех ИС, принятых для анализа проектных аварий в соответствии с требованием пункта 1.2.14. Детерминистические анализы, выполняемые для указанной цели, должны соответствовать требованию обеспечения консервативного подхода. Целью указанных анализов является подтверждение установленных в проекте АС для таких аварий проектных пределов и критериев безопасности, в том числе пределов по радиационным последствиям таких аварий.

Детерминистический анализ ЗПА выполняется для установленного в проекте АС, в соответствии с требованиями пункта 1.2.16, окончательного перечня ЗПА. В ходе выполнения такого анализа с использованием реалистичного (неконсервативного) подхода определяются радиационные последствия аварий, соблюдение установленных критериев безопасности, если для ЗПА такие критерии установлены, а также подтверждается эффективность предусматриваемых действий по управлению ЗПА. На основе детерминистических анализов, выполненных с использованием реалистичного подхода, выполняется разработка инструкций по ликвидации последствий аварий и руководств в по управлению ЗПА (разработка таких инструкций и руководств на основе анализов, выполненных с использованием консервативного подхода, недопустима, поскольку при таких анализах моделируемое протекание процессов может существенно отличаться от реального).

ВАБ является важным дополнением к детерминистическим методам обоснования безопасности. Он проводится с целью оценки сбалансированности проекта АС путем определения ИС, оборудования, видов отказа, аварийных последовательностей, вносящих доминантный, либо значимый вклад в суммарную вероятность тяжелых аварий (ВАБ-1), либо в вероятность большого аварийного выброса (ВАБ-2). Кроме того, на основе выполненных вероятностных анализов оценивается соответствие целевым ориентирам, установленным в пункте 1.2.17. ВАБ должны быть реалистичными (то есть выполняться без специально принимаемых допущений, направленных на получение заведомо более неблагоприятных результатов анализа). Комментируемый пункт правил требует, чтобы ВАБ включали оценку вероятности большого аварийного выброса. Это требование означает, что в состав представляемых ВАБ должны входить ВАБ первого и второго уровней (в рамках ВАБ-2 определяется вероятность большого аварийного выброса, а необходимым условием для разработки ВАБ-2 является предварительная разработка ВАБ-1).

В соответствии с требованиями ФНП ВАБ должен выполняться в составе проекта АС, а также поддерживаться в актуальном состоянии впоследствии в процессе эксплуатации АС.

Основные задачи ВАБ изложены в ФНП "Основные требования к вероятностному анализу безопасности блока атомной станции" и в соответствующих руководствах по безопасности.

Результаты ВАБ обладают, как правило, значительной неопределенностью оценок вероятности реализуемых сценариев. В частности, причинами этого являются:

ограниченность используемых в ВАБ подходов к анализу надежности персонала (например, как правило, не учитываются незапланированные действия персонала);

ограниченность имеющихся данных по вероятности ряда моделируемых в ВАБ событий (в первую очередь, по вероятностям отказов по общей причине, по вероятностям отказов высоконадежного и вновь разработанного оборудования, по вероятностям иных редких событий, для оценки которых статистика отсутствует или недостаточна).

Следует подчеркнуть, что ВАБ при надлежащем понимании его ограничений является важным инструментом анализа, облегчающим принятие решений в вопросах безопасности. Результаты ВАБ необходимо рассматривать во взаимосвязи с детерминистическими соображениями, также необходима качественная инженерная интерпретация полученных результатов. Детерминистический анализ проектных аварий с использованием принципа единичного отказа, дополненный учетом ЗПА, создает определенные рамки и является основой проектирования за счет использования отдельных стандартизованных правил и требований, подтвержденных опытом эксплуатации. ВАБ позволяет системно охватить вопросы безопасности и благодаря этому рационализировать проект АС в целом, сбалансировать его в части решений по безопасности.

Важным является предъявляемое комментируемым пунктом требование к полноте анализов безопасности - как детерминистических, так и вероятностных.

Анализы безопасности должны покрывать не только режимы работы блока АС на полной мощности, но и иные стационарные и переходные режимы - работа на частичном уровне мощности, состояния с остановленной расхоложенной и нерасхоложенной РУ, перегрузка топлива, пуск и останов. Это является важным, поскольку в состояниях, отличных от работы блока АС на полном уровне мощности, во-первых, возможны такие нарушения нормальной эксплуатации, которые не могут произойти при работе блока АС на полной мощности, а во-вторых, готовность систем АС также может существенно отличаться от готовности при работе АС на номинальной мощности.

Также важным является учет в анализах безопасности не только нарушений нормальной эксплуатации, вызванных отказами оборудования и ошибками персонала, но и внешних воздействий природного и техногенного происхождения (в составе техногенных воздействий учитываются как воздействия от источников, находящихся вне площадки АС, так и от внешних по отношению к блоку АС источников, находящихся в пределах площадки АС).

Важным условием обеспечения полноты анализов безопасности является учет всех возможных мест на АС, где может произойти авария, - это не только РУ, но и БВ, хранилище свежего топлива, иные хранилища ЯТ, места хранения РАО, места, где ЯТ и РАО находится при транспортировании (например, внутриобъектовые транспортные упаковочные комплекты).

Как детерминистические анализы безопасности, так и ВАБ, должны в соответствии с требованием комментируемого пункта сопровождаться оценкой неопределенности получаемых результатов. Такие оценки представляют собой существенную часть информации, получаемой по результатам анализа, позволяющей понимать меру уверенности в результатах. При детерминистическом анализе проектных аварий, выполняемым на основе консервативного подхода, анализ неопределенности выполняется не с целью показать, насколько получаемые при анализе результаты расходятся с реалистичными, а с целью обоснования того, что имеющиеся неопределенности и погрешности учтены таким образом, что соответствие выполненного анализа консервативному подходу не подвергается сомнению.

В рассматриваемый пункт Общих положений обеспечения безопасности атомных станций внесено требование об аттестации ПС (см. комментарий к определению термина 8), используемых при выполнении анализов безопасности, аналогичное которому ранее уже имелось в ФНП "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций".

1.2.10. Устройство и надежность систем и элементов, важных для безопасности, документация и различные виды работ, влияющих на безопасность АС, должны являться объектами деятельности по обеспечению качества на всех этапах полного жизненного цикла АС.

Комментарий

Инструментами реализации установленной Федеральным законом "Об использовании атомной энергии" ответственности эксплуатирующей организации за обеспечение безопасности АС являются, в частности, общая и частные программы обеспечения качества (см. пункт 1.2.20). Объекты обеспечения качества регламентированы в пункте 1.2.10 Общих положений обеспечения безопасности атомных станций.

Обеспечение качества систем и элементов АС является одним из важнейших условий обеспечения безопасности АС и рассматривается (см. комментарий к пункту 1.2.4) как одна из составляющих первого, основополагающего, уровня ГЭЗ.

Обеспечение качества - это не только контроль за качеством конечного продукта, но, прежде всего, управление качеством, то есть целенаправленное комплексное, точно выверенное воздействие на условия (составляющие), формирующие качество, например, на:

техническую документацию, в том числе на исполнительную документацию;

условия производства;

уровень подготовки специалистов;

уровень культуры безопасности.

Соответствие этих составляющих (условий) установленным требованиям, а также контроль выполнения требований на промежуточных этапах гарантируют получение необходимого качества конечного продукта.

Специфические требования к программам обеспечения качества АС установлены в ФНП "Требования к программам обеспечения качества для объектов использования атомной энергии".

1.2.11. В проекте АС должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, направленные на предотвращение аварий и ограничение их последствий и обеспечивающие:

непревышение установленных пределов для проектных аварий за счет использования свойств внутренней самозащищенности и применения систем безопасности;

ограничение последствий запроектных аварий за счет применения специальных технических средств по управлению запроектными авариями, применения любых иных технических средств, пригодных для применения, независимо от их исходного предназначения, и за счет реализации организационных мер, включая меры по управлению запроектными авариями и планы защиты персонала и населения от последствий таких аварий.

Комментарий

Требования данного пункта конкретизируют требования пункта 1.2.4 по организации ГЭЗ, указывая две основные технические цели обеспечения безопасности АС: предотвращение аварий и ограничение их последствий. Ограничение последствий аварий должно обеспечиваться за счет принятых в проекте АС организационных и технических мер таким образом, чтобы при проектных авариях не превышались установленные пределы для проектных аварий (см. также комментарии к пунктам 1.2.1, 1.2.12), при ЗПА требование ограничения последствий формулируется без указаний на конкретные пределы.

1.2.12. Установленные пределы для проектных аварий не должны быть превышены при любом из учитываемых проектом АС исходном событии с наложением на исходное событие в соответствии с принципом единичного отказа одного независимого от исходного события отказа любого из следующих элементов систем безопасности: активного элемента или пассивного элемента, имеющего механические движущиеся части, или пассивного элемента без движущихся частей, имеющего вероятность невыполнения функции безопасности 10^-3 или более, или одной независимой от исходного события ошибки персонала.

Дополнительно к одному независимому от исходного события отказу одного из указанных выше элементов должны быть учтены все отказы, являющиеся следствием данного единичного отказа, отказы, являющиеся следствием исходного события, а также не обнаруживаемые при эксплуатации АС отказы элементов, влияющие на развитие аварии.

Отказы элементов (систем, в которые они входят) могут не учитываться, когда показан высокий уровень их надежности, или в период вывода элемента (системы) из работы на установленное время для технического обслуживания и ремонта.

Уровень надежности считается высоким, если показатели надежности элемента (системы) не ниже соответствующих показателей наиболее надежных пассивных элементов систем безопасности, не имеющих движущихся частей.

Допустимое время вывода элемента из работы для технического обслуживания и ремонта определяется на основе анализа надежности системы, в которую он входит, либо на основе вероятностного анализа безопасности, и устанавливается в проекте АС.

Комментарий

Требования данного пункта не следует путать с собственно принципом единичного отказа, на котором они основаны. Требования комментируемого пункта определяют подход к резервированию СБ при их проектировании (предполагается, что его применение является необходимым условием для обеспечения надежного выполнения функций СБ при проектных авариях). Следует обратить внимание, что, в соответствии с требованиями рассматриваемого пункта, учитывается наложение на ИС проектной аварии одновременно только одного независимого отказа элемента во всей совокупности СБ.

В соответствии с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) единичный отказ в составе СБ рассматривался только для активных элементов и пассивных элементов с движущимися частями - такой подход был основан на предположении, что пассивные элементы без движущихся частей являются высоконадежными, вследствие чего нет необходимости рассматривать ситуации с их отказом. Однако не все пассивные элементы без движущихся частей являются в реальности высоконадежными, поэтому отказ от учета возможности их отказа нельзя считать оправданным (особенно в ситуациях, когда такой пассивный элемент является общим для нескольких каналов СБ). Поэтому в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций расширен спектр элементов, чей единичный отказ подлежит учету - помимо активных элементов и пассивных элементов с движущимися частями, в соответствии с комментируемым пунктом, следует рассматривать также отказы низконадежных (имеющих вероятность невыполнения ФБ выше 10^-3) пассивных элементов без движущихся частей <7>. Это новшество также является одним из шагов, гармонизирующих Общие положения обеспечения безопасности атомных станций с положениями норм безопасности МАГАТЭ.

--------------------------------

<7> Примером пассивного элемента без движущихся частей, имеющего значимую вероятность невыполнения функции, может являться аккумуляторная батарея.

Второй абзац комментируемого пункта требует учета при выполнении детерминистического анализа безопасности проектных аварий зависимых отказов, а также постулирование отказа неконтролируемых при эксплуатации элементов. Указанное требование вытекает из того, что состояние неконтролируемого при эксплуатации АС элемента за время эксплуатации АС может существенно деградировать, поэтому все такие элементы могут отказать. Требование об учете необнаруживаемых отказов относится как к активным, так и пассивным элементам.

Пояснения также требует положение рассматриваемого пункта относительно неучета отказа элементов в периоды их вывода из работы. Например, при проектировании какой-либо системы АС разработчик проекта руководствуется проектным требованием (проектным критерием) по надежности. С этой целью проектант на основе выбранного проектного критерия (например, значения вероятности невыполнения требуемой функции) устанавливает в проекте допустимое время вывода элемента (либо канала системы) из работы так, чтобы с учетом отсутствия выведенного в техническое обслуживание элемента (канала системы) принятый проектный критерий удовлетворялся. В этом случае при выполнении детерминистического анализа безопасности проектных аварий допускается не учитывать вывод из работы такого элемента, то есть полагать его работоспособным. Допустимое время вывода элемента (канала системы) из работы может также обосновываться при помощи ВАБ (такое обоснование может, например, показывать малое влияние события вывода в ремонт на вероятность тяжелой аварии, либо на вероятность большого аварийного выброса).

1.2.13. Разрывы корпусов оборудования и сосудов, изготовление и эксплуатация которых осуществляется в соответствии с наиболее высокими требованиями по качеству, установленными в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии, регламентирующих их устройство и эксплуатацию, в число исходных событий проектных аварий не включаются.

В проекте АС должно быть обосновано, что вероятность разрушения корпуса реактора одного блока АС на интервале один год не превышает 10^-7.

Комментарий

В этом требовании присутствует значение вероятности разрушения корпуса реактора. Разрушение корпуса реактора приводит к аварии с потерей теплоносителя первого контура, превышающей возможности СБ, то есть к быстро развивающейся тяжелой аварии. При разрушении корпуса летящими предметами и иными воздействиями может быть повреждено и ГО РУ, что приведет к аварии с неприемлемыми последствиями на местности - к большому аварийному выбросу. Вследствие этого вероятность такого события нормативно ограничивается представленной в комментируемом пункте величиной (которая, в отличие от вероятности большого аварийного выброса, является не целевым ориентиром, а нормативным требованием). Следует отметить, что для достижения целевого ориентира по вероятности большого аварийного выброса, установленного в пункте 1.2.17, вероятность разрушения корпуса реактора должна быть ниже, чем указанное в пункте 1.2.13 значение, поскольку к большому аварийному выбросу могут приводить и иные, не связанные с разрушением корпуса реактора, аварийные сценарии.

Под разрушением корпуса реактора понимается такое нарушение нормальной эксплуатации, связанное с отказом корпуса реактора, которое приводит к нарушению целостности границы первого контура, превышающей по своим размерам максимальный размер разрыва первого контура, учитываемого в составе проектных аварий.

К корпусам оборудования и сосудам, упоминаемым в первом абзаце комментируемого пункта, могут относиться, в частности, компенсатор объема, корпус ГЦН, корпус ПГ, если показано, что их изготовление и эксплуатация осуществляются в соответствии с наиболее высокими требованиями к качеству, установленными в ФНП, регламентирующих их устройство и эксплуатацию (в качестве таких наиболее высоких требований можно, в частности, рассматривать требования к оборудованию группы А Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок).

1.2.14. Перечень исходных событий, представленный в ООБ АС, должен включать все возможные внутренние события, которые нарушают нормальную эксплуатацию АС и не исключены на основе свойств внутренней самозащищенности реактора и принципов его устройства. Сочетания отказов систем (элементов) АС, ошибок персонала, внутренних или внешних воздействий учитываются в составе указанного перечня исходных событий в случаях, предусмотренных требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Комментарий

Перечень ИС (в соответствии с положениями пункта 1.2.15) представляется в ООБ АС для анализа проектных аварий.

К внутренним событиям относятся отказы систем и элементов АС (включая отказы типа самопроизвольного срабатывания, отказы, вызывающие пожары и затопления), а также ошибки персонала. Имеются в виду любые отказы, проявляющиеся в момент их возникновения и вызывающие нарушение нормальной эксплуатации АС. Отказы, которые не проявляются в момент их возникновения, учитываются при анализе нарушений, вызванных ИС. Для того, чтобы перечень ИС сделать обозримым, ИС целесообразно группировать по сходству характера реакции систем и элементов АС на их проявление.

Внешние события, такие как землетрясения, ураганы, техногенные события и другие, включая возможные комбинации событий, учитываются в качестве ИС так, как это установлено в соответствующих ФНП. Внешние техногенные события могут иметь источник возникновения за пределами площадки АС и быть вызванными внешними по отношению к блоку АС источниками, находящимися на площадке АС.

Новым является положение о возможности учета в перечне ИС сочетаний отказов систем (элементов) АС, ошибок персонала, внутренних или внешних воздействий - такие сочетания включаются в перечень ИС только при наличии прямых указаний в ФНП.

1.2.15. Примерные перечни исходных событий для анализа проектных аварий для каждого типа реакторов устанавливаются в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии. Окончательные перечни исходных событий для анализа проектных аварий представляются в ООБ АС.

Допускается не включать в перечень исходных событий для анализа проектных аварий, представляемый в ООБ АС, внутренние события, имеющие оцененную вероятность возникновения на интервале в один год 10^-6 или ниже.

Комментарий

Примерные перечни ИС для анализа проектных аварий устанавливаются в ФНП для каждого типа реакторов на основе накопленного опыта. Обычно они уже содержат разбиение по группам, о котором говорилось в комментарии к предыдущему пункту. Окончательные перечни должны соответствовать особенностям конкретного блока АС.

Поскольку всегда можно указать такие маловероятные ИС аварий, для которых невозможно (или практически невозможно) обеспечить непревышение радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду установленными для проектных аварий пределами, необходим критерий, позволяющий производить обоснованный неучет этих событий в проекте АС - с этой целью в комментируемом пункте установлено значение вероятности, позволяющее не учитывать такие события в составе перечня ИС для анализа проектных аварий, если показано, что они имеют крайне малую вероятность. Такой подход и значение вероятностного критерия соответствуют современной российской и международной практике проектирования.

1.2.16. Примерные перечни запроектных аварий для каждого типа реакторов устанавливаются в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии.

Окончательные перечни запроектных аварий (включая тяжелые аварии) представляются в ООБ АС. Они должны включать представительные сценарии для определения мер по управлению такими авариями. Представительность сценариев обеспечивается посредством учета уровней тяжести состояния АС и, кроме того, возможных состояний работоспособности или неработоспособности систем безопасности и специальных технических средств для управления запроектными авариями.

В ООБ АС должен быть представлен реалистический (неконсервативный) анализ указанных запроектных аварий, содержащий оценки вероятностей путей протекания и последствий запроектных аварий.

Анализ запроектных аварий, приведенный в ООБ АС, является основой для составления планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий, а также для составления руководства по управлению запроектными авариями.

Комментарий

Примерные перечни ЗПА устанавливаются в ФНП (например, в Требованиях к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР, в Требованиях к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах, в Правилах безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии) на основании накопленного отечественного и международного опыта выполнения анализов безопасности.

Окончательный перечень ЗПА, представляемый в ООБ АС, разрабатывается с учетом предварительного перечня ЗПА, отражает особенности конкретного блока АС. Понятие "окончательный перечень запроектных аварий" (в отличие от примерных перечней ЗПА, устанавливаемых в соответствии с положениями комментируемого пункта в ФНП для каждого типа реакторов) означает перечень ЗПА, составленный (сформированный) специально для конкретного блока АС с учетом специфических особенностей данного блока АС.

Из положений пункта 1.2.9 следует, что окончательный перечень ЗПА должен охватывать все состояния нормальной эксплуатации АС, все места нахождения ЯМ, РВ и РАО на АС, учитывать как внутренние, так и внешние воздействия.

Важным требованием является требование представительности окончательного перечня ЗПА. Требование представительности означает, что по результатам анализа ЗПА, входящих в окончательный перечень ЗПА, должны определяться меры (технические и (или) организационные) по управлению авариями, которые в своей совокупности применимы к любому физически возможному сценарию аварии.

Несмотря на огромное количество возможных сценариев, представительный перечень ограниченного количества ЗПА для целей планирования противоаварийных действий, в том числе для целей разработки руководства по управлению ЗПА, может быть разработан путем рассмотрения набора возможных состояний АС, характеризующихся различными уровнями тяжести состояний АС, а также различным состоянием (работоспособное или неработоспособное) технических средств, задействованных в выполнении ФБ (СБ и специальных технических средств по управлению ЗПА) - см. также комментарий к определению термина 85.

Анализ ЗПА, представляемый в соответствии с требованиями комментируемого пункта в ООБ АС, является реалистичным (отражает реальную работу систем и элементов АС и действия персонала по управлению ЗПА). На основе такого анализа (содержащего также оценки вероятности путей протекания и последствий ЗПА) разрабатывается документация, определяющая действия по управлению аварией, - планы защиты персонала и населения, а также руководство по управлению ЗПА.

1.2.17. Целевыми ориентирами безопасности АС являются:

непревышение суммарной вероятности тяжелых аварий для каждого блока АС на интервале в один год, равной 10^-5;

непревышение суммарной вероятности большого аварийного выброса для каждого блока АС на интервале в один год, равной 10^-7;

непревышение суммарной вероятности тяжелых аварий для имеющихся на АС хранилищ ядерного топлива (не входящих в состав блоков АС) на интервале в один год, равной 10^-5.

Комментарий

Целевые ориентиры, направляющие разработчиков проекта АС и эксплуатирующую организацию на повышение безопасности АС с привлечением результатов ВАБ для выявления и устранения узких мест в проекте АС и технологии ее эксплуатации. Опыт применения целевых ориентиров показал их эффективность, так как позволил существенно повысить безопасность как новых, так и действующих АС. Для определения соответствия АС целевым ориентирам необходимо выполнение ВАБ.

Первый целевой ориентир относится к тяжелым авариям (авариям с превышением максимального проектного предела повреждения твэлов), возникновение которых возможно на блоке АС, - это могут быть аварии с тяжелым повреждением активной зоны, аварии с повреждением твэлов при их хранении (например, в БВ) и транспортировании.

Следующий целевой ориентир относится к авариям на блоке АС (как на РУ, так и в иных местах), вызывающим неприемлемое событие - необходимость принятия мер по защите населения (в частности, эвакуации) на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами на начальном периоде аварии (см. комментарий к определению термина 13).

Третий целевой ориентир, отсутствовавший в ранее действовавших Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), введенный в комментируемые Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, в том числе по результатам учета уроков аварии на АЭС "Фукусима-Дайичи", относится к хранилищам ЯТ, не входящим в состав блоков АС (то есть к таким хранилищам, на которые не распространяет свое действие первый целевой ориентир). Поскольку тяжелые аварии в таких хранилищах не исключаются и могут по масштабу оказываемого воздействия на персонал, население и окружающую среду быть сходными или даже превосходящими последствия аварий на блоках АС, введение данного целевого ориентира является обоснованным.

Оцененные вероятности тяжелых аварий и большого аварийного выброса для действующих блоков АС, как правило, больше значений целевых ориентиров. Эксплуатирующая организация в соответствии с требованиями пункта 1.2.23 должна осуществлять деятельность по повышению безопасности АС, направленную на достижение целевых ориентиров.

Указанные в комментируемом пункте численные значения вероятности нежелательных событий определены как целевые ориентиры, а не требования, которым АС должна безусловно соответствовать вследствие того, что вероятностные методы, необходимые для оценки соблюдения указанных значений, имеют принципиальные ограничения (см. комментарий к пункту 1.2.9) и неопределенности, из-за чего полученные на их основании оценки не могут служить единственным источником информации при принятии решений о приемлемости уровня безопасности АС.

Под суммарными вероятностями, упоминаемыми в комментируемом пункте, понимаются вероятности наступления нежелательных событий (тяжелой аварий, большого аварийного выброса) суммарно для всех начальных эксплуатационных состояний АС, всех видов ИС и всех имеющихся мест нахождения ЯМ, РВ и РАО - см. комментарии к пунктам 1.2.9, 1.2.14.

1.2.18. Если оценка вероятности большого аварийного выброса не подтверждает выполнение пункта 1.2.17 настоящих Общих положений, то в проекте АС необходимо предусмотреть дополнительные технические решения (включая специальные технические средства для управления авариями) с целью снижения вероятности возникновения аварий и ослабления их последствий.

Комментарий

В случае если оцененное значение вероятности большого аварийного выброса превышает установленное значение целевого ориентира (10^-7 для одного блока АС на интервале в 1 год), комментируемый пункт требует принятия дополнительных мер, которые должны являться именно техническими. Это могут быть как технические решения по предотвращению аварий (например, к таким решениям следует отнести мобильные технические средства, установленные на российских АЭС в рамках постфукусимских мероприятий), так и меры по смягчению последствий аварий (такими мерами могут являться, например, меры по внутрикорпусному или внекорпусному удержанию расплава активной зоны, меры по обеспечению водородной взрывозащиты внутри ГО РУ).

1.2.19. Для запроектных аварий, которые не исключены на основе свойств внутренней самозащищенности реактора и принципов его устройства, независимо от их вероятности, должны быть разработаны организационные меры по управлению такими авариями, включая меры по снижению радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду, в том числе путем осуществления планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии. Содержание планов по защите персонала должно соответствовать федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии, устанавливающим требования к типовому содержанию плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на атомной станции.

Комментарий

К ЗПА относится широкий спектр аварийных сценариев, в том числе тяжелые аварии. Несмотря на большое количество возможных аварийных сценариев ЗПА, комментируемый пункт требует, чтобы для всех из них, за исключением физически невозможных, были разработаны организационные меры по управлению такими авариями.

Системная разработка организационных мер возможна на основе представительного перечня ЗПА, разрабатываемого в соответствии с положениями пункта 1.2.16. Формирование указанного перечня позволяет свести все многообразие аварийных сценариев к их ограниченному количеству, при этом разрабатываемые организационные меры по управлению авариями для сценариев, входящих в представительный перечень, позволяют иметь организационные меры по управлению любыми физически реализуемыми аварийными сценариями.

Указанные организационные меры, разрабатываемые в ходе анализа входящих в окончательный перечень ЗПА, отражаются в руководстве по управлению ЗПА, а также в плане мероприятий по защите персонала, требования к содержанию которого устанавливаются в ФНП.

1.2.20. Эксплуатирующая организация должна обеспечить разработку и выполнение программ обеспечения качества на всех этапах полного жизненного цикла АС и в этих целях разрабатывает общую программу обеспечения качества, в соответствии с законодательством Российской Федерации контролирует деятельность организаций, выполняющих работы или предоставляющих услуги для эксплуатирующей организации (в том числе изыскательских, проектных, конструкторских, исследовательских, строительных, монтажных, пусконаладочных организаций, поставщиков систем и элементов, заводов-изготовителей оборудования АС). Организации, выполняющие работы и предоставляющие услуги для эксплуатирующей организации, должны разрабатывать в рамках общей программы обеспечения качества частные программы обеспечения качества по соответствующим видам деятельности.

Комментарий

Обеспечение качества систем и элементов АС, а также выполняемых работ - один из аспектов, составляющих первый, системообразующий, уровень ГЭЗ. В соответствии с требованиями комментируемого пункта указанная деятельность предполагает разработку и выполнение программ обеспечения качества.

В силу возложенной Федеральным законом "Об использовании атомной энергии" на эксплуатирующую организацию ответственности за обеспечение безопасности АС, эксплуатирующая организация несет ответственность за организацию собственной деятельности в соответствии с требованиями по обеспечению качества (для чего разрабатывает общую программу обеспечения качества), а также за соответствие требованиям обеспечения качества деятельности организаций, выполняющих работы или предоставляющих услуги эксплуатирующей организации (для чего контролирует разработку и выполнение указанными организациями частных программ обеспечения качества по соответствующим видам деятельности, разрабатываемых в рамках общей программы обеспечения качества).

1.2.21. У всех работников и организаций, связанных с размещением, сооружением, эксплуатацией и выводом из эксплуатации АС, проектированием, конструированием и изготовлением их систем и элементов, должна формироваться и поддерживаться культура безопасности.

Культура безопасности формируется и поддерживается путем:

установления приоритета безопасности АС над экономическими и производственными целями;

подбора, профессионального обучения и поддержания квалификации руководителей и персонала в каждой сфере деятельности, влияющей на безопасность;

строгого соблюдения дисциплины при четком распределении полномочий и персональной ответственности руководителей и исполнителей;

разработки и строгого соблюдения требований программ обеспечения качества, производственных инструкций и технологических регламентов, их периодического обновления с учетом накапливаемого опыта;

установления руководителями всех уровней атмосферы доверия и таких подходов к коллективной работе, а также к социально-бытовым условиям жизни персонала АС, которые формируют внутреннюю потребность позитивного отношения к безопасности;

понимания каждым работником влияния его деятельности на безопасность АС и последствий, к которым может привести несоблюдение или некачественное выполнение требований нормативных документов, программ обеспечения качества, производственных и должностных инструкций, технологических регламентов;

самоконтроля работниками своей деятельности, влияющей на безопасность;

понимания каждым руководителем и работником недопустимости сокрытия ошибок в своей деятельности, необходимости выявления и устранения причин их возникновения, необходимости постоянного самосовершенствования, изучения и внедрения передового опыта, в том числе зарубежного;

установления такой системы поощрений и взысканий по результатам производственной деятельности, которая стимулирует открытость действий работников и не способствует сокрытию ошибок в их работе.

Комментарий

Понятие "культура безопасности" и требование к ее формированию и поддержанию появились в результате анализа причин чернобыльской аварии международной консультативной группой по ядерной безопасности (INSAG) МАГАТЭ. Эта группа установила, что одной из общих причин чернобыльской аварии было отсутствие культуры безопасности.

Культура безопасности является нравственной категорией, отражающей подготовленность и позиции личности и организаций, направленные на обеспечение безопасности, и относится к первому, системообразующему, уровню ГЭЗ.

Комментируемый пункт устанавливает девять принципов, посредством которых формируется и поддерживается культура безопасности на АС, в эксплуатирующей организации, а также в других организациях с их работниками, связанных с деятельностью по использованию атомной энергии на АС.

В Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций, по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), требование о формировании и поддержании культуры безопасности существенно расширено с отражением в нем всех основных составных элементов, включая формирование внутренней потребности приоритетного отношения к безопасности. В этой связи отпала необходимость раскрытия данных элементов в определении культуры безопасности, а российское определение культуры безопасности приближено к широко известному определению МАГАТЭ, представленному в INSAG-4.

Более детально вопросы формирования и поддержания культуры безопасности рассмотрены в руководстве по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по формированию и поддержанию культуры безопасности на атомных станциях и в эксплуатирующих организациях атомных станций".

1.2.22. Эксплуатирующая организация должна реализовывать управление в целях безопасности.

Комментарий

Управление в целях безопасности - это интегрированное управление, при котором каждый аспект управления или каждая цель управления (экономика, дисциплина, обеспечение качества, охрана труда, охрана окружающей среды, учет и контроль ЯМ и другие) осуществляется с учетом их влияния на безопасность так, чтобы не наносился ущерб безопасности АС за счет достижений на всех остальных направлениях управления. Это новая концепция, несколько лет назад появившаяся в нормах безопасности МАГАТЭ. Она требует нового специального подхода эксплуатирующей организации к вопросам управления.

См. также комментарий к определению термина 80.

1.2.23. Эксплуатирующая организация должна обеспечивать безопасность АС, включая меры по предотвращению аварий и снижению их последствий, учету и контролю, учету и контролю ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, физической защите ядерных установок, ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, радиационному контролю за состоянием окружающей среды в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения, а также обеспечивать использование АС только для тех целей, для которых она была спроектирована и сооружена.

Эксплуатирующая организация должна осуществлять деятельность по повышению безопасности АС в соответствии с планами, составленными с учетом результатов анализов безопасности и опыта эксплуатации, для достижения целевых ориентиров безопасности АС, указанных в пункте 1.2.17 настоящих Общих положений.

Комментарий

Данное требование вытекает из возложенной на эксплуатирующую организацию Федеральным законом "Об использовании атомной энергии" всей полноты ответственности за безопасность АС и является важным организационным принципом обеспечения безопасности.

Требование комментируемого пункта по использованию АС по прямому назначению (только для тех целей, для которых она была спроектирована и сооружена) означает, в частности, что АС недопустимо эксплуатировать в режиме исследовательской ЯУ, применяя влияющие на безопасность АС решения (новые реакторные материалы, новые конструктивные решения по активной зоне и другие) без должной апробации, как этого требует пункт 1.2.7.

Рассматриваемый пункт также вменяет в обязанность эксплуатирующей организации осуществление, независимо от достигнутого уровня безопасности АС, деятельности по повышению безопасности в соответствии с планами, составленными на основе комплексного учета информации, характеризующей безопасность АС. Основными источниками такой информации является опыт эксплуатации АС, в том числе международный, включая учет уроков имевших место аварий и инцидентов, а также результаты анализов безопасности (детерминистического, вероятностного, анализа несоответствий требованиям нормативных правовых актов), выявляющих имеющиеся на АС проблемы безопасности. Одной из целей реализации таких планов является достижение целевых вероятностных ориентиров, установленных в пункте 1.2.17 (см. комментарий к пункту 1.2.17).

1.2.24. Эксплуатирующая организация должна создать структурные подразделения для осуществления непосредственно на площадке АС деятельности по сооружению и безопасной эксплуатации АС, наделяя их необходимыми правами, финансовыми средствами, материально-техническими и людскими ресурсами, обеспечивая нормативными документами и научно-технической поддержкой, и определить их ответственность за эту деятельность, а также осуществлять контроль этой деятельности.

Комментарий

Здесь под структурными подразделениями понимаются администрация АС и все остальные управляемые администрацией АС структурные элементы (см. комментарий к определению термина 2). Все они являются составной частью эксплуатирующей организации.

Комментируемый пункт предписывает необходимость наделения администрации АС как структуры, руководящей подразделениями, осуществляющими непосредственно на АС деятельность по сооружению или эксплуатации АС, необходимыми для этого ресурсами, к которым, помимо людских, финансовых и материально-технических ресурсов, отнесены также научно-техническая поддержка, организуемая эксплуатирующей организацией (самостоятельно или с привлечением других организаций), и обеспечение нормативными документами (к которым могут относиться, например, стандарты эксплуатирующей организации).

Наряду с предоставлением администрации АС соответствующих ресурсов, необходимыми условиями обеспечения безопасности АС являются установление ответственности администрации АС как составной части эксплуатирующей организации, а также контроль деятельности администрации АС со стороны эксплуатирующей организации (такой контроль необходим вследствие того, что именно эксплуатирующая организация в целом несет ответственность за безопасность АС, вследствие чего обязана осуществлять постоянный контроль всей деятельности, влияющей на безопасность АС, - см. также комментарии к пунктам 1.2.25, 4.1.1).

1.2.25. Эксплуатирующая организация должна обеспечить подбор и подготовку персонала, а также создание атмосферы, в которой безопасность рассматривается как жизненно важное дело и предмет личной ответственности всего персонала, и осуществлять непрерывный контроль безопасности АС.

Комментарий

Эксплуатирующая организация обеспечивает подбор и подготовку персонала в соответствии с организационной структурой управления и требованиями к уровню квалификации персонала АС, установленными в проекте АС.

Эта деятельность, а также упоминаемое в комментируемом пункте создание атмосферы, в которой безопасность рассматривается как жизненно важное дело всего персонала, входят в число основных направлений формирования культуры безопасности (см. комментарий к пункту 1.2.21).

Непрерывный контроль безопасности АС реализуется эксплуатирующей организацией посредством контроля как всей деятельности, влияющей на безопасность АС (сюда, в частности, можно отнести контроль соблюдения требований эксплуатационной документации, установленных проектных пределов и условий, проведение инспекций), так и посредством выполнения анализов и оценок (выполнения детерминистических и ВАБ, анализов выявленных дефицитов и проблем безопасности, самооценок деятельности эксплуатирующей организации, периодической разработки отчетов по текущему состоянию эксплуатационной безопасности АС, выполнения периодических оценок безопасности АС).

1.2.26. В проекте АС должны быть обоснованы, а в ООБ АС представлены необходимая организационная структура управления и требования к уровню квалификации персонала АС.

Комментарий

Организационная структура управления и требования к уровню квалификации персонала АС устанавливаются в проекте АС для того, чтобы обеспечить надлежащее выполнение всей деятельности на АС, в том числе деятельности, влияющей на безопасность ведения технологического процесса, выполнения ТОиР, обращения с ЯМ, РВ и РАО, инженерной поддержки эксплуатации, подготовки и поддержания квалификации персонала и других видов деятельности.

Организационная структура АС и уровень квалификации персонала должны обеспечивать наиболее эффективное выполнение всех требований безопасности и, особенно, соблюдение принципов культуры безопасности, отраженных в пункте 1.2.21.

1.2.27. В проекте каждой АС должны быть предусмотрены учебно-тренировочный пункт (центр) и лаборатория психофизиологических обследований, обладающие необходимыми для обеспечения качественной подготовки персонала АС учебно-материальной базой, техническими средствами профессионального обучения и штатом специалистов. Для однотипных блоков на каждой АС должен быть разработан полномасштабный тренажер с принятием его в эксплуатацию до завоза на АС топлива для первого блока соответствующего типа данной АС.

Комментарий

Подготовленность персонала АС (прежде всего, оперативного персонала) к работе и его психофизиологическое состояние являются залогом успешной безопасной и эффективной работы. Для обеспечения решения этих задач служат учебно-тренировочный пункт (центр) и лаборатория психофизиологических обследований.

Работа по подготовке и поддержанию квалификации персонала ведется систематически, на плановой основе. Для этого используются разнообразные учебно-методические пособия, которыми оснащается учебно-тренировочный центр. Одним из самых важных технических устройств, на котором проводятся тренировки оперативного персонала, является полномасштабный тренажер, на котором моделируются различные режимы работы блоков АС, в том числе режимы с нарушениями нормальной эксплуатации, и отрабатываются навыки принятия решений и выполнения необходимых действий обучаемым оперативным персоналом.

Помимо полномасштабного тренажера при обучении персонала используются и другие виды тренажеров (аналитические тренажеры, тренажеры для отработки операций по ТОиР и другие).

Требование о необходимости принятия в эксплуатацию полномасштабного тренажера блока АС до завоза ЯТ на АС вытекает из необходимости своевременного получения оперативным персоналом соответствующих навыков по управлению блоком АС.

Комментируемый пункт требует наличия полномасштабного тренажера для каждого блока АС, за исключением однотипных блоков (блоков АС, требующих от оперативного персонала идентичных навыков по управлению ими), которые могут иметь общий полномасштабный тренажер.

1.2.28. Сооружение основных зданий и конструкций АС (блоков АС) может быть начато при наличии утвержденного в установленном порядке проекта АС после получения лицензии на сооружение АС в соответствии с законодательством в области использования атомной энергии, а также разрешения на строительство в соответствии с законодательством о градостроительной деятельности.

Комментарий

Под основными зданиями и конструкциями понимаются те, в которых реализуется основной технологический процесс, а также в которых размещены системы и элементы АС, важные для безопасности, - РУ, турбинная установка, СБ, ХОЯТ и другие. Положения данного пункта отражают требования нормативных правовых актов в области использования атомной энергии и в области градостроительной деятельности, в соответствии с которыми необходимыми условиями сооружения (строительства) АС является получение лицензии на сооружение, выдаваемой Ростехнадзором, а также разрешения на строительство, выдаваемого в порядке, установленном законодательством о градостроительной деятельности.

1.2.29. Проектом АС должны быть предусмотрены технические и организационные меры для обеспечения физической защиты, а также для обеспечения пожарной безопасности АС. Мероприятия по обеспечению физической защиты АС не должны ухудшать условия обеспечения безопасности АС ни при нормальной эксплуатации, ни при нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

Комментарий

В соответствии с положениями Федерального закона "Об использовании атомной энергии" физическая защита АС предусматривает единую систему планирования, координации, контроля и реализации комплекса технических и организационных мер, направленных на:

предотвращение несанкционированного проникновения на территорию АС, предотвращение несанкционированного доступа к ЯМ и РВ, предотвращение их хищения или порчи;

своевременное обнаружение и пресечение любых посягательств на целостность и сохранность ЯМ и РВ, своевременное обнаружение и пресечение диверсионных и террористических актов, угрожающих безопасности АС;

обнаружение и возвращение пропавших или похищенных ЯМ и РВ.

Требования к системам физической защиты установлены в нормативных правовых актах Правительства Российской Федерации, а также в ФНП.

Физическая защита является, наряду с реализацией ГЭЗ, одним из основных условий обеспечения безопасности АС. Вместе с тем, при реализации мер физической защиты необходимо обосновать, что они не оказывают негативного влияния на ядерную и радиационную безопасность АС (примером такого негативного влияния могут быть затруднения в доступе персонала, осуществляющего противоаварийные действия, к местам проведения таких действий вследствие организационных и технических мер по ограничению доступа в определенные зоны АС).

Важным требованием комментируемого пункта является необходимость обеспечения пожарной безопасности АС, для чего в проекте АС должны быть предусмотрены соответствующие технические и организационные меры. Пожары могут являться причиной отказов систем и элементов АС, в том числе отказов по общей причине, в связи с чем представляют потенциальную угрозу безопасности АС. Требования к реализации мер противопожарной защиты в проекте АС содержат нормативные правовые акты, в частности Свод правил "Атомные станции. Требования пожарной безопасности".

1.2.30. Проектом АС должны быть предусмотрены средства связи и оповещения, в том числе дублирующие, для организации управления АС в режимах нормальной эксплуатации, при проектных и запроектных авариях.

Комментарий

Состав средств связи и оповещения определяется проектом АС. Связь, в соответствии с требованиями Общих положений обеспечения безопасности атомных станций, должна осуществляться между пунктами управления (в том числе БПУ, РПУ, ЗПУПД), персоналом вне пунктов управления, с внешними организациями.

Средства связи и оповещения, как и любые иные системы и элементы АС, должны классифицироваться в соответствии с требованиями раздела II Общих положений обеспечения безопасности атомных станций.

1.2.31. Эксплуатирующая организация должна осуществлять управление ресурсом элементов АС, важных для безопасности, в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Комментарий

Управление ресурсом элементов АС, важных для безопасности, включает своевременное ТОиР, замену вышедших из строя элементов по истечении срока службы или вследствие отказов.

Эта важная деятельность обеспечивает поддержание надежности элементов АС, важных для безопасности, на установленном в проекте АС уровне и тем самым обеспечивает выполнение с установленным уровнем надежности требуемых от систем и элементов АС функций, связанных с обеспечением безопасности АС. Детальные требования по управлению ресурсом установлены в ФНП "Требования к управлению ресурсом оборудования и трубопроводов атомных станций. Основные положения".