Стоимость АЭС непосредственно связана с уровнем обеспечения её безопасности. Уровень безопасности определяется номенклатурой защитных систем против аварийных воздействий, качеством проектирования и сооружения. Путь от первых блоков Нововоронежской АЭС до первого блока второй очереди иллюстрирует произошедшие изменения к требованиям по безопасности. Всё это не даётся бесплатно. 

Б.И.Нигматулин оценил приблизительно в два раза выше стоимость отечественных АЭС с реакторами ВВЭР по сравнению с зарубежными аналогами. Объясняется это главным образом системой управления строительством (сроки сооружения, графики поставки оборудования, объёмы строительных сооружений, территория, логистика и другое). Упоминается также о избыточности некоторых систем безопасности. Не являясь специалистом по формированию стоимости АЭС, не буду обсуждать данные Б.И.Нигматулина по полной стоимости строительства. Мы остановимся на эволюции требований «от чего мы защищаемся» в проектах АЭС и соответствующих требованиях к системе аварийного охлаждения и к защитной оболочке, которые несомненно играют заметную роль в стоимости АЭС.

Безопасность АЭС при нормальной эксплуатации в стране и в мире не вызывает беспокойств.   Употребление  понятия «безопасность АЭС» в значительной степени связано с предотвращением и защитой от воздействий на АЭС внутренних и внешних факторов. От чего защищаться - было вопросом обсуждения и внедрения последние 50-60 лет. Для реакторов с водой под давлением эволюция требований ОПБ АС и  современные схемы системы аварийного охлаждения при разрыве первого контура совместно с используемой конструкцией защитной оболочки иллюстрируют динамику достигнутого. Много этого или мало? С точки зрения экономики – много (20 – 30%??). С точки зрения необходимого уровня безопасности, мало кто может убедительно сказать - достаточно это или избыточно. Вероятно стоит сейчас задуматься над этим с учётом прошедшего и будущего периодов развития атомной энергетики.

В начале 21 века в мире эксплуатируются порядка 5.10² энергетических реакторов преимущественно с водой под давлением и с общей наработкой порядка 10⁴ реакторо-лет. Не было ни одного случая разрыва первого контура, в то время как вероятность расплавления активной зоны оценивается 3.10^-4  и 2.10^-4 для выброса больших значений радиоактивности на реактор-год. На сегодняшний день в мире значения вероятности разрыва трубопровода за год жизни принимают P_тр= 10^-4– 10^-5, а вероятность разрыва корпуса ректора P_кор= 10^-6-10^-7 без достаточной ясности условий получения этих чисел. Одной из причин появления в требованиях по безопасности  учитывать разрыв трубопроводов и не учитывать разрыв корпусов реактора возможно явилась эта разница в два-три порядка. Возможно  сказалось, что от разрыва корпуса реактора защититься весьма проблематично. Так или иначе решение о разнице в подходе к разрыву трубопроводов и корпусов было принято как граница между проектными и запроектными авариями, т.е. от чего мы защищаемся и от чего мы не защищаемся с помощью систем безопасности. ОПБ-АС (п.1.2.13) требуют обоснования непревышения вероятности разрушения корпуса 10^-7 реактор-год. Минимальный уровень по вероятности для проектных аварий в п.1.2.15.указан не ниже 10^-6реактор-год, что может свести разницу вероятностей разрыва корпуса и трубопроводов в один порядок вместо двух- трёх обозначенных выше.

Разрыв трубопроводов сводиться к проектным авариям при соответствующем функционировании системы аварийного охлаждения и систем защитной оболочки с учётом имеющихся неопределённостей. Должно обеспечиваться непревышение расчётной температуры оболочек твэлов T _расч предельно допустимой температуры оболочки T_доп =1200гр.

 Обе величины T_расч и T_доп при независимом определении своих значений имеют неопределённости, которые при определённом вероятностном распределении можно рассматривать как среднеожидаемые значения со среднеквадратичными отклонениями Ϭ_расч и Ϭ_доп.В настоящее время нам неизвестны соответствующие функции распределения плотности вероятности значений интересуемых величин при их расчётном или экспериментальном определении. Поэтому мы не можем через них определять интересуемые вероятности и неопределённости.   

Попробуем ответить на поставленный вопрос наоборот, через постулирование погрешностей при определении указанных величин. На основании собственных  оценок  примем , что при вероятностном анализе учёта всех неопределённостей при расчёте температуры оболочки  среднеквадратичное отклонение Ϭ_расч = 200гр. Имеются большие сомнения, что допустимая температура составит регламентированную величину T_доп = 1200 гр. Имеются подозрения, что она  в районе 800 гр. Можно ожидать, что при вероятностной обработке исследований по определению величины T_доп среднеквадратичное отклонение составит несколько сотен градусов. Примем  Ϭ_доп  = 200 гр.

Вероятно из-за сомнений в величине T_доп=1200 гр. проектировщики в ООБ расчётную температуру оболочки твэлов обычно выводят на уровень 700 – 800 гр., т.е. принимается запас ∆≈  400 гр.Было показано, что вероятность P (см. табл.1)  выхода расчётного значения любого параметра за его  допустимое значение, при нормальном распределении обоих величин, зависит от значения параметра β = Δ/Ϭ_рд, характеризующий принятую величину запаса Δ в единицах среднеквадратичного отклонения двух случайных величин Ϭ_рд:       

Ϭ_рд = √Ϭ_рас2 + Ϭ_доп2

Табл.1. – Зависимость вероятности Р выхода случайного значения показателя за допустимые случайные значения в зависимости от параметра β. 

Для оговорённых выше значений  имеем:

Ϭрд = √200² +200²   = 282;    β = 400/282  ≈  1,5᷉;   Из таблицы P ≈0,1(!!)

Если признать принятые экспертные значения входных параметров (Ϭ_рас, Ϭ_доп, ∆), то системы безопасности , призванные обеспечивать при максимальной проектной аварии непревышение допустимой температуры оболочки твэла, обеспечат выполнение предназначенной функции с вероятностью 0,9, т.е. в девяти случае из 10, и не обеспечат с вероятностью 10^-1. Нетрудно убедиться, что варьирование входных параметров на ±100 градусов приведут к изменению значения параметра β в пределах 1-2, а вероятности P в пределах  10^-1 – 10^-2.

Теперь порассуждаем относительно сделанных оценок.

1.  Допустить вероятность Р близкой к единице ( СБ не срабатывают!) возможно либо при полном отсутствии запаса (∆= 0), либо при очень больших неопределённостях определения как расчётной величины, так и допустимой. Как видно, они действуют одинаково.

2. Вероятность несрабатывания СБ на уровне 10^-2 – 10^-1 получены из сделанных постулатах о погрешностях расчётной температуры оболочки твэл и  по определению допустимой температуры в результате соответствующих исследований. Как видно, эти числа достаточно разумны и в этом можно убедиться для T _расч варьированием значений отдельных входных параметров. Получить полную функцию плотности распределения вероятности для обоих параметров и на основании этого делать анализ о надёжности СБ пока не удаётся.

3. Зададимся вопросом, много или мало полученных значений вероятности 10^-2 – 10^-1 невыполнения СБ в виде САОР функции ограничения максимальной температуры оболочки 1200гр. при декларируемой максимальной проектной аварии. Предварительно вспомним, к чему это приведёт.  Из-за превышения температуры оболочки должна  увеличиться разгерметизация твэлов, что даст и увеличение выхода в защитную оболочку радиоактивных продуктов. Системы защитной оболочки  с какой-то вероятностью Р_ЗО не выполнит свою функцию.  В случае невыполнения произойдёт повышенный выброс радиоактивности и нарушатся предписанные нормы облучения населения.

4.  Итак мы допускаем, что при проектной аварии с разрывом  первого контура с определённой вероятностью Р_1к за время жизни блока безопасность населения в установленных требованиях не обеспечивается. Запишем искомую вероятность в виде:

Р_1к = P_ИС.Р_САОР. Р_ЗО,                                                                                              (1)

 где для наших оценок при жизни блока 50 лет примем:

Р_ИС= (10^-5 – 10^-4).50 – вероятность аварии с разрывом первого контура;

            Р_САОР = 10^-2 – 10^-1 – вероятность невыполнения СОАР своих функций;

Р_ЗО = 10^-2 – 10^-1- вероятность  невыполнения функций защитной оболочкой.

Если подставить в (1) минимальные, максимальные и среднее значение  , получим минимальное, максимальное и некоторое среднее значение за время жизни блока:

  Мин. -  0,5.10^-7;   Макс. – 0,5.10^-4;   Средн. –10^-7– 10^-4

5. Если придавать вероятностным оценкам внимание вообще, то данные цифры приводят к некому дискомфорту в нашей логике построения защитных мероприятий на АЭС.  Признаются события с вероятностью за год жизни блока10^-7 – 10^-6, против которыхне требуется принимать защитные меры в проекте (запроектные аварии).  Предполагается, что этого не мажет быть, а если произойдёт, то это форс-мажор и здесь другие методы борьбы с последствиями (Чернобыль).

6.  По приведённым оценкам  при  минимальных значениях вероятности исходного события максимальной проектной аварии (разрыв первого контура) и отказа систем безопасности ( САОР и ЗО) вероятность радиационного воздействия на население по порядку совпадает с вероятностью тяжёлых запроектных аварий, например, разрыв корпуса реактора. Средние и максимальные значения вероятности возможного невыполнения допустимых норм воздействия на население при проектных авариях превосходят допускаемые вероятности тяжёлых запроектных аварий на 2-4 порядка. Это как-то не вяжется с нашим представлением, что должно быть наоборот – вероятность пострадать населению при запроектных авариях должна быть существенно меньше, чем при проектных авариях. Здесь мы не затрагиваем вопрос о величине воздействия на населения в обоих случаях, т.к. в зависимости от характера отказа СБ при проектных авариях последствия для населения могут быть различны, также как и последствия разных запроектных аварий могут быть различны.

7.  Из приведённых выше оценок просматривается ещё один беспокоящий вопрос.  Наличие  на  АЭС  систем безопасности для противодействия тяжёлым проектным авариям приводит к весьма ощутимым увеличением стоимости АЭС (порядка 20-30%).  Система САОР противодействует разрывам трубопроводов первого контура и отрыву крышки парогенератора. Разрыву корпуса реактора она противодействовать не может, хотя при отрыве крышки корпуса реактора вероятно можно рассчитывать на определённую её эффективность. Может возникнуть крамольный вопрос, а насколько САОР вообще нужна при её малой надёжности. Снять эту крамолу может доказательство большой надёжности систем безопасности (САОР, ЗО)  и подтверждения большой разницы в принимаемых значениях вероятности разрушения трубопроводов первого контура и корпуса реактора. Теоретические и расчётные основы обеих задач совпадают и необходима постановка такой сравнительной задачи специалистам с учётом последних достижений науки.

8.  Относительно защитной оболочки. Её важность для радиационной защиты населения необходима не только в авариях с течью теплоносителя.  Авария на TMI показала это. Но тяжёлые аварии с разрывом первого контура формулируют жёсткие требования к её функционированию, что естественно сказывается на её стоимости. Отказ от аварии с разрывом первого контура позволит иметь совершенно другую ЗО с улучшенными показателями по её герметичности.

9.   Понятно, какую реакцию могут вызвать призывы к отказу от учёта в качестве проектных аварий  крупных разрывов первого контура и, как следствие, отказ от САОР в нынешнем исполнении. Но осознание, что деньги уже затрачены и будут затрачены зря – тоже не радость. Вероятно, следует задуматься об этом. Необходима программа осмысления всех затронутых проблем. Если будет доказана высокая надёжность САОР и ЗО при сохранении разницы в вероятностях разрыва трубопроводов и корпуса реактора – можно вернуться к прежнему представлению. Если червь сомнения, что мы переусердствовали, остаётся, необходимо ещё раз продумать меры по предотвращению разрывов первого контура и отношения к концепции «течь перед разрушением». Сэкономленные деньги от сооружения нескольких будущих блоков без САОР окупят расходы на необходимую научную программу.