ОТЧЕТ О ДЕЯТЕЛЬНОСТИ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБЫ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (2005 Год)

337

Материально-техническое обеспечение.

Создать компьютерные классы для совместной работы штатных сотрудников го-

сударственной экологической экспертизы и внештатных экспертов, обеспеченные

доступом в «Интернет» и к необходимым для работы правовым информационным

системам, библиотекам проектно-технической документации.

Системные исследования и разработки, направленные на совершенствование про-

цедур оценки воздействия хозяйственной деятельности на окружающую среду и эко-

логической экспертизы документации.

Разработать:

Систему классификации объектов государственной экологической экспертизы

Систему дифференцированного подхода к проведению государственной эколо-

гической экспертизы в зависимости от сложности объектов экспертизы и степени

их экологической опасности, упростив процедуру государственной экологической

экспертизы по «простым» объектам

Систему аттестации внештатных экспертов

Предложения по повышению эффективности работы института государственной

экологической экспертизы, включая механизмы бюджетного и внебюджетного фи-

нансирования ГЭЭ, оплаты работы экспертов.

2.5. Регистрация объектов в государственном реестре опасных

производственных объектов

Во исполнение Федерального закона «О промышленной безопасности опасных

производственных объектов» в 2005 году Федеральная служба по экологическо-

му, технологическому и атомному надзору проводила работу по регистрации опас-

ных производственных объектов (далее — ОПО) в соответствии с постановление

Правительства Российской Федерации от 24.11.98 № 1371 «О регистрации объектов

в государственном реестре производственных объектов».

К концу 2005 года зарегистрированы и внесены в государственный реестр опас-

ных производственных объектов данные о 107028 организациях, осуществляющих

эксплуатацию 244895 объектов.

Динамика регистрации объектов в государственном реестре опасных производ-

ственных объектов в период c 01.11.1999 года по 31.12.2005год приведена на диа-

грамме 2.5.1.

С апреля 2005 года все вновь созданные территориальные управления по техно-

логическому и экологическому надзору Ростехнадзора перешли на ведение госу-

дарственного реестра в автоматизированной информационной системе промыш-

ленной безопасности (АИС ПБ). Функционирование программного обеспечения

прикладной задачи по регистрации опасных производственных объектов в системе

АИС ПБ дает возможность применения более совершенных компьютерных техно-

логий при ведении государственного реестра опасных производственных объектов

и использование его данных для осуществления аналитических исследований со-

стояния промышленной безопасности при эксплуатации таких объектов. Она по-

зволяет значительно расширить объем вносимой информации о регистрируемых

опасных производственных объектах на территории всей страны, обеспечивает опе-

ративность и взаимосвязанную работу с другими базами данных, функционирую-

щими в системе АИС ПБ.

338

Диаграмма 2.5.1

244 895

198 339

250 000

160 069

200 000

132 033

108 574

150 000

63 934

100 000

2793

50 000

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

Годы

Для исполнения одной из основных задач при ведении государственного реестра

по обеспечению достоверности и полноты информационного наполнения реестра

на постоянной основе осуществлялся контроль правильности идентификации и сво-

евременности внесения происшедших изменений у организации, зарегистрировав-

ших в государственном реестре опасные производственные объекты.

Большое внимание уделялось методической помощи вновь образованным тер-

риториальным органам Ростехнадзора. В ноябре — декабре проведены семинары,

посвященные вопросам программного обеспечения процедур регистрации и иден-

тификации опасных производственных объектов.

В течение 2005 года органами исполнительной власти, имеющих право ведения

ведомственного раздела государственного реестра, продолжалась регистрация опас-

ных производственных объектов в соответствующих ведомственных разделах госу-

дарственного реестра опасных производственных объектов.

После реорганизации ряда министерств и ведомств ведение ведомственных разде-

лов государственного реестра осуществляется следующими органами исполнительной

власти: Министерство внутренних дел Российской Федерации (код Б); Министерство

юстиции Российской Федерации (код И); Служба внешней разведки Российской

Федерации (код К); Федеральная служба безопасности Российской Федерации (код

М); Главное управление специальных Программ Президента Российской Федерации

(код Т); Федеральная служба охраны Российской Федерации (код Н).

Организации, эксплуатирующие опасные производственные объекты, ранее заре-

гистрированные в ведомственных разделах, органами исполнительной власти таки-

ми как: Министерство путей сообщения Российской Федерации; Российское агент-

ство по боеприпасам Российской Федерации; Федеральная служба железнодорож-

ных войск Российской Федерации; Федеральная пограничная служба Российской

Федерации, Российское авиакосмическое агентство; Федеральное агентство прави-

тельственной связи Российской Федерации, в течение 2005 года осуществляли про-

цедуру перерегистрации таких объектов в соответствии с изменениями, возникши-

ми в результате реорганизации выше указанных органов исполнительной власти.

В ведомственных разделах по состоянию на конец 2005 года зарегистрировано

5811 организаций, эксплуатирующих порядка 11730 опасных производственных

объекта.

339

Для обеспечения требования по ведению ведомственных разделов в соответствии

с едиными нормативно-методическими и программными принципами разрабаты-

ваемые Ростехнадзором, федеральным органам исполнительной власти, осущест-

вляющим ведение ведомственных разделов государственного реестра, было своев-

ременно представлено вновь разработанное модульное программное обеспечение,

совместимое с системой АИС ПБ.

2.6. Декларирование промышленной безопасности

Целью декларирования промышленной безопасности опасных производствен-

ных объектов является информирование надзорных органов, органов исполнитель-

ной власти, местного самоуправления и населения об основных опасностях и ри-

сках, связанных с промышленными авариями, о достаточности принятых мер по

предупреждению аварий, локализации и ликвидации последствий аварий, сниже-

нию масштаба последствий и размера ущерба от аварий на опасных производствен-

ных объектах.

Декларация промышленной безопасности разрабатываются для опасных про-

изводственных объектов, на которых получаются, используются, перерабатыва-

ются, образуются, хранятся, транспортируются, уничтожаются опасные вещества,

количество которых превышает предельные нормы, установленное Федеральным

законом «О промышленной безопасности опасных производственных объектов»

(№ 116-ФЗ).

В соответствии с требованиями Федерального закона «О промышленной безопас-

ности опасных производственных объектов» разработка декларации промышленной

безопасности предполагает всестороннюю оценку риска аварий и связанных с ними

угроз; анализ достаточности принятых мер по предупреждению аварий; по обеспе-

чению готовности организации к эксплуатации опасных производственных объек-

тов в соответствии с требованиями промышленной безопасности, а также к локали-

зации и ликвидации последствий аварий на опасных производственных объектах;

разработку мероприятий, направленных на снижение последствий аварий и разме-

ров ущерба, нанесенного в случае аварии на опасном производственном объекте.

Состояние декларирования оценивалось по сведениям, представляемым террито-

риальными управлениями Ростехнадзора в рамках ежеквартальных и годовых отчетов

в соответствии с распорядительными и руководящими документами Ростехнадзора

об отчетности по основной деятельности (приказы, распоряжения, РД 04-631-04).

Согласно обобщенным данным, декларированию промышленной безопасно-

сти подлежат 2912 опасных производственных объекта (ОПО), которые эксплуати-

руются 736 организациями. На указанный срок разработаны 2475 деклараций для

2633 ОПО.

Распределение продекларированных ОПО по отраслям промышленности пред-

ставлено на рисунке 1.

В 2005 году разработано 394 декларации промышленной безопасности, из них

307 деклараций разработаны впервые. В составе проектной документации на стро-

ительство ОПО разработаны 26 деклараций.

Динамика разработки деклараций промышленной безопасности представлена

на рисунке 2.

340

Металлургическая

Газоснабжение

промышленность

Нефтяная и газовая

7 %

2 %

промышленность

Горнорудная

промышленность

47 %

12 %

Химическая,

нефтехимическая и

нефтеперерабатывающая

промышленность

32 %

Рис. 1. Распределение продекларированных ОПО по отраслям промышленности

3000

Всего

За год

2500

2000

1500

1000

500

294

356

340

292

329

394

1996-1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

Годы

Рис. 2. Динамика разработки деклараций промышленной безопасности

Обобщение и анализ сведений о ходе декларирования опасных производственных

объектов показывает, что в целом декларирование осуществляется с выполнением

требований № 116-ФЗ, нормативно-методических документов Ростехнадзора.

Для повышения эффективности процедуры декларирования промышленной без-

опасности целесообразно:

обеспечить информирование и разъяснение положений нового Порядка оформ-

ления декларации промышленной безопасности опасных производственных объек-

тов и переченя включаемых в неё сведений (РД-03-14-2005);

активнее использовать свои полномочия по усилению контроля за качеством де-

клараций промышленной безопасности и заключений экспертизы по ним, обращая

особое внимание на участие в экспертизе деклараций экспертов, аттестованных в

системе экспертизы промышленной безопасности в области аттестации, соответ-

ствующей отраслевой принадлежности декларируемого объекта;

341

привлекать для рассмотрения поступающих деклараций особо важных объектов

и заключений экспертизы по ним ведущих экспертов в области анализа риска;

поддерживать дальнейшее развитие системы аттестации экспертов и аккредита-

ции организаций в области декларирования промышленной безопасности;

содействовать совершенствованию нормативно-методических документов в обла-

сти декларирования и анализа риска с учетом отраслевых особенностей объектов.

2.7. Научно-техническая поддержка регулирующей деятельности

2.7.1. Научно-исследовательские работы в области ядерной

и радиационной безопасности

Основной задачей в 2005 году по данному направлению деятельности являлась

научная поддержка регулирующей деятельности Федеральной службы по экологи-

ческому, технологическому и атомному надзору в рамках выполнения плана меро-

приятий по реализации «Основ государственной политики в области обеспечения

ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 го-

да и на дальнейшую перспективу», обеспечения мероприятий федеральных целевых

программ (ФЦП) «Ядерная и радиационная безопасность России» и «Снижение ри-

сков и смягчение последствии чрезвычайных ситуаций природного и техногенного

характера в Российской Федерации», участия в международном сотрудничестве по

вопросам ядерной и радиационной безопасности, организации работ по реализа-

ции Программы научно-технической деятельности НТЦ ЯРБ (ПНТД-05) и выпол-

нения работ по договорам.

Программа научно-технической деятельности НТЦ ЯРБ (ПНТД-05), выполня-

емая за счет средств Федерального бюджета, состояла в 2005 году из мероприятий,

ориентированных на реализацию следующих семи направлений деятельности:

1. Разработка нормативных правовых документов (в том числе технических ре-

гламентов) в области использования атомной энергии — 1 тема;

2. Разработка и пересмотр нормативных технических документов в области ис-

пользования атомной энергии — 10 тем;

3. Организация и проведение экспертиз безопасности объектов использования

атомной энергии — 1тема;

4. Научно-техническое обеспечение надзора за безопасностью объектов исполь-

зования атомной энергии — 5тем;

5. Научные исследования по обоснованию принципов и критериев ядерной и ра-

диационной безопасности — 16 тем;

6. Организация и проведение аттестации программных средств — 1 тема;

7. Работы по текущим поручениям центрального аппарата Федеральной службы

по экологическому, технологическому и атомному надзору -2 темы.

В соответствии с ПНТД-05 на исполнении в НТЦ ЯРБ находились 36 тем.

В 2005 году НТЦ ЯРБ выпустил 62 научно-технических отчета и 4 справки-до-

клада, содержащие актуальные научно-технические решения и новые результаты в

области ядерной и радиационной безопасности при использовании атомной энер-

гии, в том числе в виде различных редакций нормативных документов (НД) и тех-

нических заданий на их разработку.

Все выполненные НИР были направлены на обеспечение деятельности

Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору при

342

осуществлении ею государственного регулирования ядерной и радиационной без-

опасности при использовании атомной энергии, на разработку и совершенствова-

ние нормативных документов и научно-техническую поддержку экспертных работ

для объектов использования атомной энергии (ОИАЭ).

Разработка нормативных правовых документов (в том числе технических регла-

ментов) в области использования атомной энергии.

В рамках НИР «Организация разработки технических регламентов (ТР) по ядер-

ной и радиационной безопасности» в 2005 году была организована разработка тех-

нических регламентов.

В настоящее время, в соответствии с Программой разработки технических ре-

гламентов, Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному

надзору участвует в разработке 54 технических регламентов, из 84 запланированных,

из них в 9 в качестве головного разработчика (исполнителя).

Информация о текущем состоянии разработки технических регламентов в пол-

ном объеме представлена в разделе 2.1 настоящего Отчета.

Разработка и пересмотр нормативных технических документов в области исполь-

зования атомной энергии.

В соответствии с ПНТД-05 разработаны и утверждены четыре нормативных до-

кумента:

1. Федеральные нормы и правила “Основные правила учета и контроля радиоак-

тивных веществ и радиоактивных отходов”.

2. Руководство по безопасности “Рекомендации по подбору, подготовке, под-

держанию и повышению квалификации оперативного персонала объектов ядерно-

го топливного цикла“.

3. Методический документ “Методика определения содержания водорода в спла-

вах циркония методом количественной металлографии“.

4. Методический документ «Методика оценки последствий радиационных ава-

рий в помещениях реакторного блока на АЭС с реактором ВВЭР-1000“.

Разработка новых ФНП выполнялась НТЦ ЯРБ в 2005 году в основном за счет

договоров и контрактов, в том числе по федеральной целевой программе «Ядерная

и радиационная безопасность». Наиболее полно информация о разработке НТЦ

ЯРБ федеральных норм и правил и руководств по безопасности представлена в раз-

деле 2.1 настоящего Отчета.

В рамках выполнения работ по теме НИР 1-2-2004-2006 «Организация рассмо-

трения и подготовки заключений на проекты НД по ядерной и радиационной без-

опасности» проводилась экспертиза разработанных проектов НД и подготовлены

отзывы на 11 документов.

Были организованы и проведены 4 заседания Экспертной комиссии НТЦ ЯРБ по

нормативным документам, том числе по 6 проектам федеральных норм и правил.

Организовано и проведено также 6 заседаний Рабочей комиссии по нормативным

документам Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомно-

му надзору, в том числе по обсуждению 9 проектов федеральных норм и правил.

В 2005 году были подготовлены к утверждению 14 ФНП, 1 Изменение в ФНП, а

также 3 РБ и П-01-01-2005.

В рамках этой же темы НИР проводилась работа по рассмотрению проектов до-

кументов МАГАТЭ. В течение 2005 года рассмотрен 31 проект норм безопасности

343

МАГАТЭ, выявлены и направлены разработчикам конкретные замечания. Большая

часть замечаний разработчиками принята. Три заявки на вновь разрабатываемые до-

кументы были отклонены Комиссией по нормам безопасности МАГАТЭ на основа-

нии замечаний российских экспертов.

В 2005 году по теме «Гармонизация требований к безопасности российских атом-

ных станций с применением методологии Ассоциации западноевропейских регу-

ляторов (WENRA)» выполнены два этапа: «Организация работ по разработке поло-

жений гармонизации российских требований к безопасности атомных станций» и

«Разработка положений гармонизации требований к безопасности российских атом-

ных станций на основе методологии WENRA». Подготовлено два промежуточных

отчета, проведен международный семинар по гармонизации требований в области

ядерной безопасности с участием представителя WENRA. В отчетах представлены

подробное описание и анализ методики гармонизации требований к безопасности

ядерных энергетических реакторов стран-членов Ассоциации западноевропейских

ядерных регуляторов (WENRA), изложены результаты пилотного исследования,

выполненного Рабочей группой по гармонизации реакторов Ассоциации WENRA,

предложена методика гармонизации требований к безопасности российских атом-

ных станций, разработанная на основе методики Ассоциации WENRA, а также сде-

ланы предложения по дальнейшему выполнению работы в области гармонизации

требований к безопасности российских атомных станций.

В 2005 г. в рамках НИР «Разработка методических документов по использованию

результатов анализа рисков ядерных и радиационных аварий от различных факторов

для целей принятия и оптимизации регулирующих решений по безопасности АС»

подготовлены два промежуточных отчета, в которых рассмотрены направления ис-

пользования результатов анализа риска в регулирующей деятельности по обеспече-

нию безопасности АС на основе анализа информационных материалов и докумен-

тов МАГАТЭ и ряда стран, включая США (Комиссии по ядерному регулированию)

и Великобритании (Инспектората по ядерным установкам). Подготовлены инфор-

мационная база, послужившая основой для определения состава и основного содер-

жания методических документов, а также перечень и аннотации к комплекту мето-

дических документов по использованию результатов анализа рисков ядерных и ра-

диационных аварий от различных факторов АС.

В 2005 году НТЦ ЯРБ приступил к разработке руководств по безопасности, ко-

торые будут содержать способы оценки текущего состояния ядерной и радиацион-

ной безопасности по данным проведенных инспекций систем и элементов, важных

с точки зрения безопасности.

К ним относятся следующие РБ:

«Анализ результатов инспекций, проверки и контроля состояния ядерной и ра-

диационной безопасности на исследовательских ядерных установках». В 2005 г. раз-

работаны проект первой редакции РБ и сводка отзывов.

«Анализ результатов инспекций состояния ядерной и радиационной безопасно-

сти на ЯУ плавучих объектов». Разработаны первая и вторая редакция РБ, получе-

ны отзывы организаций и составлена сводка отзывов.

В настоящее время со всей остротой встал вопрос анализа и оценки состояния

систем, важных для безопасности ОИАЭ, в связи со значительной выработкой ре-

сурса оборудования и необходимостью подтверждения безопасности эксплуатиру-

емых ЯУ судов и иных плавсредств, а также ИЯУ.

344

Действующие ФНП содержат в себе требования и условия, соответствующие

российской практике эксплуатации ОИАЭ, соблюдение которых считается при-

емлемым и достаточным для обеспечения безопасности. Однако для эффективной

оценки безопасности необходимо обеспечить дополнительный учет факторов вре-

мени, уровень текущего состояния ядерных установок судов и ИЯУ, а также нако-

пленный опыт их эксплуатации. В РБ намечен подход к совершенствованию орга-

низации обеспечения безопасности с использованием анализа исходных событий,

текущего состояния важных для безопасности систем, выявленного в процессе ин-

спектирования в отчетном периоде эксплуатации, и оценки их совокупного влия-

ния на общий уровень безопасности.

В 2005 году была разработана первая редакция руководства по безопасности

«Мониторинг инженерно-геологических условий размещения объектов ОЯТЦ». В

соответствии с требованиями действующих нормативных документов в настоящее

время осуществляется переход от простых режимных наблюдений к мониторингу

стабильности инженерно-геологических условий размещения ОЯТЦ. Переход за-

ключается в создании и формировании базы данных, совершенствовании сетей на-

блюдений, внедрении эффективных программ прогноза. Для ускорения перехода от

простых режимных наблюдений к мониторингу, а также повышения технического

уровня мониторинга необходима нормативно-техническая поддержка, в качестве ко-

торой и следует рассматривать выработанные рекомендации данного РБ. По проекту

РБ уже проведено согласительное совещание и подготовлена вторая редакция РБ.

В 2005 г. при разработке руководства по безопасности «Рекомендации по кате-

горизации закрытых радионуклидных источников и обеспечению их сохранности»

на основе методологии МАГАТЭ проведен анализ недавних публикаций МАГАТЭ,

в которых изложены новые подходы к категоризации радионуклидных источников

и обеспечению их сохранности. По результатам этого анализа сделан вывод о необ-

ходимости внедрения в России разработанной в МАГАТЭ системы категоризации

радионуклидных источников и новых подходов к обеспечению их сохранности пу-

тем разработки соответствующих нормативных документов. На первом этапе раз-

работана первая редакция РБ «Рекомендации по категоризации закрытых радиону-

клидных источников и обеспечению их сохранности».

В 2005 году выполнялась также работа по совершенствованию и поддержке пол-

нотекстовой базы данных по нормативным документам. В течение года осущест-

влялось ведение базы данных (БД) на основе светокопий документов в формате

PDF. Выпущена на CD-R обновленная версия полнотекстовой базы данных по нор-

мативным документам “RIS”, в которой актуализированы тексты законов, поста-

новлений Правительства Российской Федерации и указов Президента Российской

Федерации по состоянию на 31.12.2005 г. Введено 12 светокопий руководящих до-

кументов Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомно-

му надзору в формате PDF. В соответствии с перечнем П-01-01-2005 введено 26 но-

вых документов, а также исправлены ошибки в кодировке шрифтов некоторых до-

кументов. Выпущена на CD-R обновленная версия полнотекстовой базы данных

“МАГАТЭ”, в которую в 2005 году введено 27 новых документов, в том числе 13 на

русском языке.

Организация и проведение экспертизы безопасности ОИАЭ.

В 2005 году в рамках темы НИР «Организация и проведение экспертизы безо-

пасности объектов использования атомной энергии, обобщение опыта экспертиз»

345

в НТЦ ЯРБ выполнялось сопровождение экспертизы безопасности ОИАЭ и осу-

ществляемых на них видов деятельности. В течение года было выполнено 168 работ

по экспертизе безопасности.

Основные результаты работы по экспертизе изложены в разделе 2.4, п. 2.4.1 на-

стоящего Отчета.

Научно-техническое обеспечение надзора за безопасностью ОИАЭ.

В 2005 году выполнением ряда идентичных НИР на тему «Анализ нарушений на

ОИАЭ и ежегодных годовых отчетов по безопасности» были продолжены работы по

анализу нарушений в работе ОИАЭ при их эксплуатации с целью использования по-

лученных результатов в регулирующей деятельности Федеральной службы по эко-

логическому, технологическому и атомному надзору.

Проведены работы по введению информации о нарушениях на ОИАЭ во вре-

мя их эксплуатации в 2005 году в базы данных, в том числе в базу данных для АЭС

«ИСИ-НАДЗОР». Выявлены проблемы, которые предстоит решать эксплуатирую-

щим организациям в целях повышения безопасности ОИАЭ. Отмечены проблемы

с надежностью оборудования и трубопроводов АЭС. Выявлены дефициты безопас-

ности ОИАЭ. Результаты анализа выявленных нарушений более полно и подробно

представлены в разделе 2.2, п.п. 2.2.1-2.2.5, настоящего Отчета.

В 2005 году проводилась также работа по подготовке предварительного отчета

«Вероятностный анализ безопасности исследовательских ядерных установок» (часть

1) и созданию перечня исследовательских ядерных установок, подлежащих феде-

ральному государственному экологическому контролю.

В рамках темы НИР «Анализ нарушений в работе объектов ядерного топливно-

го цикла и годовых отчетов по безопасности» введена в базу данных информация о

нарушениях в их работе в 2005 году. Выявлены недостатки и тенденции в обеспече-

нии безопасности.

В 2005 г. в рамках НИР «Анализ нарушений в работе ядерных установок плавучих

объектов и годовых отчетов по безопасности ядерных установок плавучих объектов»

систематизировались данные о нарушениях на ЯЭУ судов и в организациях, рабо-

тающих с источниками ионизирующих излучений и радиоактивными веществами

(нарушения при эксплуатации, аварийные происшествия, аварии и другие инциден-

ты) на основании сведений, представляемых эксплуатирующими организациями.

Выпущено три отчета о НИР. Выявлены тенденции в распределении нарушений и

оценено состояние обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Отмечается,

что количество нарушений в 2005 году снизилось по сравнению с 2004 годом.

В рамках темы «Разработка, совершенствование и поддержка базы данных по над-

зорной деятельности при использовании атомной энергии» выпущен промежуточ-

ный отчет «Результаты работ за 2005 год по разработке и поддержке базы данных по

надзорной деятельности при использовании атомной энергии». В представленном

отчете разработана 1-ая версия базы данных по надзорной деятельности в формате

СУБД Access. Разработана 1-ая версия руководства пользователя. База данных осно-

вывается на сведениях содержащихся в первичных отчетных документах инспекций

и вторичных отчетных документах МТО.

346

Научные исследования по обоснованию принципов и критериев ядерной и ради-

ационной безопасности.

Научные исследования, проводимые в ходе выполнения НИР, носят приклад-

ной характер, поэтому содержат конкретные рекомендации по совершенствованию

принципов или критериев ядерной и радиационной безопасности, которые следу-

ет принимать во внимание при разработке нормативных документов и проведении

экспертиз безопасности ОИАЭ. Результаты НИР также применяются для совершен-

ствования контроля и надзора за ядерной и радиационной безопасностью.

В 2005 г. в НИР «Моделирование эксплуатационных режимов и анализ наруше-

ний для оценки безопасности атомных станций с использованием аналитических

тренажеров» был разработан промежуточный отчет о НИР «Освоение математиче-

ской модели аналитического тренажера АС с реактором ВВЭР-440 на этапе опыт-

ной эксплуатации тренажера». В этом отчете представлены результаты работы по

опробованию возможностей аналитического тренажера (АТ):

в моделировании теплогидравлики 1 и 2 контуров реакторной установки с ис-

пользованием кода “RETACT”;

в моделировании нестационарного трехмерного нейтронного поля и поля энер-

говыделения в активной зоне реактора;

в моделировании систем управления энергоблока, включая систему автоматиче-

ского регулирования основных технологических параметров, систему управления и

защиты реактора (СУЗ), систему защит и блокировок, гидравлическую систему ре-

гулирования турбины (ГСР), системы безопасности энергоблока;

по оценке функциональных возможностей и приемов работы на операторской и

инструкторской станциях АТ;

в моделировании на АТ эксплуатационных режимов энергоблока, включая ре-

жимы с нарушениями нормальной эксплуатации АС.

При моделировании аварийных режимов особое внимание уделялось проверке

алгоритмов работы и значений уставок срабатывания защит и блокировок управ-

ляющих систем безопасности, динамических настроек систем автоматического ре-

гулирования параметров энергоблока, от которых существенно зависят динамиче-

ские характеристики энергоблока и характер протекания переходных процессов в

аварийных режимах.

Вне рамок технического задания на данную НИР был выполнен комплекс ра-

бот на тренажере ВВЭР-440, состоящий из работ по научно-технической поддерж-

ке Контракта на разработку и поставку в Федеральную службу по экологическо-

му, технологическому и атомному надзору аналитического тренажера ВВЭР-440 и

освоению математического обеспечения данного аналитического тренажера. Были

выполнены заводские испытания АТ ВВЭР-440 (энергоблок-прототип блока № 3

Нововоронежской АС) на полигоне ВНИИАЭС, проведены окончательные прие-

мо-сдаточные испытания АТ в НТЦ ЯРБ и заводские испытания аналитического

тренажера ВВЭР-440 на полигоне ВНИИАЭС. По результатам заводских и прие-

мо-сдаточных испытаний аналитического тренажера выпущен внеплановый отчет.

Также была выполнена работа по организации информационного обмена данны-

ми между АТ ВВЭР-440 и информационно-аналитическим центром Федеральной

службы по экологическому, технологическому и атомному надзору. Двусторонняя

связь позволит использовать аналитический тренажер в режиме аварийного реаги-

рования для моделирования аварийных режимов АС с реакторами типа ВВЭР-440.

347

Реализация связи была опробована тестовой передачей по электронной почте рас-

считанного на тренажере аварийного режима. По результатам работы также выпу-

щен внеплановый отчет о НИР.

В 2005 году начата работа по НИР «Применение методов математической стати-

стики для учета и контроля ядерных материалов». При обращении с ядерными ма-

териалами в организациях, а также при осуществлении надзора за таким обращени-

ем возникают трудности, связанные с обработкой данных измерения количества и

состава ядерных материалов, оценкой достоверности данных в учетных и отчетных

документах. В настоящее время указанные операции осуществляются на основе ве-

домственных документов, а также документов, разрабатываемых в эксплуатирую-

щих организациях, следствием чего является сильное различие в результатах изме-

рений одного и того же количества ядерного материала, полученных в разных ор-

ганизациях. В результате выполнения НИР сформулированы единые требования к

критериям и методам статистической обработки данных учета ядерных материалов.

В 2005 году проведен анализ применения методов математической статистики для

учета и контроля ядерных материалов, а также осуществлен выбор методов стати-

стической обработки данных учета и контроля ядерных материалов. Подготовлены

два научно-исследовательских отчета: «Аналитический обзор методов математиче-

ской статистики для учета и контроля ядерных материалов» и «Макет рекоменда-

ций по применению методов математической статистики при надзоре за учетом и

контролем ядерных материалов».

По теме НИР «Анализ проблем безопасности, связанных с транспортированием

отработавшего ядерного топлива с повышенной глубиной выгорания с АС на пред-

приятиях ядерного топливного цикла и с последующим его хранением» в 2005 г. вы-

пущено 2 промежуточных отчета о НИР: «Оценки радиационных и теплофизических

характеристик отработавшего ядерного топлива АС с ВВЭР-440 с повышенным выго-

ранием» и «Оценки ядерной и радиационной безопасности при транспортировании

отработавшего ядерного топлива ВВЭР-440 с повышенной глубиной выгорания».

В указанных отчетах с использованием данных по конкретным техническим харак-

теристикам активной зоны серийной РУ ВВЭР-440 и основным конструкционным

характеристикам ТВС реактора ВВЭР-440 первого, второго и третьего поколений,

предполагаемых к использованию в перспективных пяти- и шестилетних топливных

циклах АС с ЭБ типа ВВЭР-440 с повышенной глубиной выгорания топлива, были

выполнены расчеты изотопного состава, суммарной активности, а также парциаль-

ных и полных значений остаточного тепловыделения для нескольких видов ТВС,

для различных глубин выгорания топлива как для «непрерывной» кампании реак-

тора, так и с учетом остановов реактора на ППР. Оценены ожидаемые нейтронно-

физические характеристики пятигодичного и шестигодичного топливных циклов

ВВЭР-440 с кассетами второго и третьего поколений и выполнены расчеты изотоп-

ного состава ОЯТ ВВЭР-440 с повышенной глубиной выгорания. Выполнены оцен-

ки ядерной и радиационной безопасности при транспортировании отработавшего

ядерного топлива ВВЭР-440 с повышенной глубиной выгорания с АЭС на заводы

по регенерации ОЯТ. Рассмотрены особенности обеспечения ядерной и радиацион-

ной безопасности при транспортировании ОЯТ ВВЭР-440 в водозаполненном кон-

тейнере ТУК-6 с геометрией, значительно более близкой к сферической, чем гео-

метрия ТУК-10 и ТУК-13, предназначенных для «сухого» транспортирования ОЯТ

ВВЭР-1000. Выполнен краткий обзор существующих расчетных методов проведе-

348

ния оценок ядерной и радиационной безопасности при транспортировании ОЯТ, их

сравнительных достоинств и недостатков и предложена схема выполнения расчетов,

а также предложен принцип составления математических моделей ТУК-6, прини-

маемых при оценках радиационной безопасности транспортирования ОЯТ ВВЭР-

440 в ТУК-6. Выполнены методические расчеты для определения перечня радио-

нуклидов — продуктов деления и актинидов, дающих основной вклад в мощность

дозы нейтронного и гамма- излучения за защитой ТУК-6. Представлены резуль-

таты систематических расчетов различных компонент мощности дозы за защитой

ТУК-6 от источников, представляющих собой отдельные радионуклиды. Получены

результаты выполненных оценок ядерной и радиационной безопасности при транс-

портировании ОЯТ ВВЭР-440 с различным (повышенным) начальным обогащением

по урану-235 и повышенной глубиной выгорания. Показано, что нарушение крите-

риев ЯБ возможно только в случае крайне маловероятной запроектной аварии при

транспортировании ОЯТ. Получены результаты расчетов значений мощности дозы

нейтронного и вторичного гамма-излучения, а также гамма-излучения продуктов

деления в разных точках за защитой ТУК-6 при различных характеристиках ОЯТ

(разного начального обогащения ЯТ по урану-235, разных глубин выгорания и раз-

личных характеристик кампании) для различных значений времени выдержки ОЯТ

после завершения кампании. Сделан предварительный вывод о том, что во всех без

исключения случаях фактором, лимитирующим возможность безопасного транс-

портирования ОЯТ ВВЭР-440 с повышенной глубиной выгорания, является оста-

точное энерговыделение в ТУК-6, а не уровни мощности дозы за его защитой.

В 2005 г. по теме «Анализ проблем безопасности объектов ЯТЦ, включая анализ

целесообразности дальнейшей переработки отработавшего ядерного топлива с по-

вышенной глубиной выгорания и увеличенным временем использования в активных

зонах реакторов», выполнен этап «Особенности технологии переработки отработав-

шего ядерного топлива с повышенным выгоранием, в том числе анализ характери-

стик образующихся РАО» для ОЯТ реакторов ВВЭР — 440. Установлено, что увели-

чение выгорания ядерного топлива с 30 ГВт*сут/т до 60 ГВт*сут/т приводит к росту

энерговыделения топлива в два раза, альфа-активности — в три раза, бета-активно-

сти — в полтора раза, что приводит к значительному, но допустимому росту дозовой

нагрузки на экстрагент. В два раза увеличивается мощность воздушной кермы, ха-

рактеризующей радиационные последствия воздействия гамма-излучения на веще-

ства. Увеличение практически в два раза удельной активности (по альфа и бета- из-

лучениям) ОЯТ без принятия дополнительных мер по увеличению эффективности

физических барьеров между ОЯТ и персоналом вызовет рост в два раза активности

поступления с аэрозолем в организм персонала, увеличение в два раза активности

выбросов и сбросов на предприятии, перерабатывающем ОЯТ, увеличение количе-

ства высокоактивных отходов.

В 2005 году в рамках работы по теме: «Анализ состояния систем очистки венти-

ляционного воздуха на предприятиях ядерного топливного цикла» был проведен

анализ поступивших в адрес Ростехнадзора отчетов предприятий ядерного топлив-

ного цикла о текущем состоянии ядерной и радиационной безопасности за ряд лет.

Зафиксировано значительное количество нарушений нормальной эксплуатации,

повлекших выход радиоактивных веществ в помещения предприятий и/или в окру-

жающую среду. Изученные материалы, в том числе протоколы свидетельствуют о

том, что на предприятиях топливного цикла недостаточно внимательно относятся

349

к системам очистки общеобменных систем вентиляции помещений. Это было так-

же установлено при комплексной инспекции на предприятиях: Ангарский электро-

лизный химический комбинат (ФГУП «АЭХК») и Химико-металлургический завод

(г. Красноярск) (ОАО «ХМЗ»).

В 2005 г. в рамках НИР «Адаптация количественных методов оценки безопасно-

сти для ЯУ ЯТЦ и ПХ отработавшего ядерного топлива» выполнен этап «Разработка

моделей отдельных систем ЯУ ЯТЦ и ПХ ОЯТ». В отчете проведен анализ публикуе-

мых данных по моделированию технологических систем на объектах ЯТЦ, определе-

ны основные подходы, применимые для составления, на основе системного анализа

объекта ЯТЦ, моделей отдельных систем и элементов. Выявлены основные техноло-

гические процессы, при осуществлении которых могут иметь место предаварийные

ситуации и представлены сведения по физическому моделированию процессов. На

основе физических моделей предложен вид основной математической модели ис-

следованных процессов.

В 2005 году в НИР “Оценка безопасности хранилищ радиоактивных отходов объ-

ектов ЯТЦ” выполнен этап “Сбор и анализ информации по состоянию хранилищ

радиоактивных отходов объектов ЯТЦ”. Объектами исследования в настоящей ра-

боте являются эксплуатируемые и закрытые хранилища твердых радиоактивных от-

ходов ТРО предприятий ЯТЦ. В отчете приводятся данные о состоянии приповерх-

ностных хранилищ ТРО предприятий ЯТЦ, приводятся данные о количественном и

качественном составе ТРО в хранилищах, описаны инженерные барьеры, радиаци-

онная обстановка в месте размещения хранилищ, геологические и гидрогеологиче-

ские характеристики площадок размещения хранилищ. Анализ имеющейся литера-

туры по состоянию хранилищ ТРО предприятий ЯТЦ показал, что наиболее полной

информацией, необходимой для проведения оценки безопасности хранилищ ТРО,

обладают ПО «Маяк», Сибирский химический комбинат и Горно-химический ком-

бинат. В ходе выполнения настоящей НИР дополнен список исходных данных, не-

обходимых для оценки безопасности хранилищ РАО.

В рамках НИР по теме «Анализ применяемых эксплуатирующей организаци-

ей методов определения реактивности при обосновании безопасности реакторов

ВВЭР и РБМК» выполнены два этапа: На первом этапе выполнен обзор научной

литературы по определению реактивности при обосновании безопасности реакто-

ров ВВЭР и РБМК при работе на мощности. В НИР рассмотрены вопросы, касаю-

щиеся определения реактивности при расчетах и при измерениях соответствующих

параметров. На основании проведенного анализа выделены параметры для каждого

типа реакторов. Для реактора ВВЭР должны анализироваться методы определения

эффективности аварийной защиты, для реактора РБМК — паровой коэффициент

реактивности в период выхода в стационарный режим перегрузок с использовани-

ем уран-эрбиевого топлива. На втором этапе выполнен анализ применяемых экс-

плуатирующей организацией методов определения реактивности при обосновании

безопасности реакторов ВВЭР и РБМК при работе на мощности. В отчете указыва-

ются недостатки в документах эксплуатирующей организации, касающиеся расчета

и измерения эффективности аварийной защиты реактора ВВЭР-1000. Для реактора

РБМК рекомендуются границы «безопасного интервала» для парового коэффици-

ента реактивности (при возможной смене им знака). Для обеспечения надежности

определения параметров еще раз подтверждено, что должны предъявляться высо-

кие требования к надежности программных средств.

350

По теме НИР «Разработка второй части «Атласа аварийных режимов АС» выпол-

нен отчет о НИР «Анализ проектных аварий с непреднамеренным снижением кон-

центрации бора. Теплогидравлические процессы в РУ с ВВЭР-1000 применительно

к энергоблоку № 3 Балаковской АЭС (ВВЭР-1000/320)» и заключительный отчет по

теме. В ходе экспертизы обоснований безопасности энергоблоков АЭС во многих

случаях требуется провести сравнение результатов расчетных анализов аварий, пред-

ставленных заявителем, с результатами независимых расчетов тех же или аналогич-

ных аварийных режимов. Чтобы обеспечить базу для сравнения, в 2001 г. была вы-

полнена разработка МД «Атлас аварийных режимов АС». В последующие годы ра-

бота по систематическому выполнению таких анализов была продолжена в рамках

указанной выше темы. Выполненные за эти годы анализы аварийных режимов вклю-

чены в специальную базу данных, электронная оболочка которой была разработана

в НТЦ ЯРБ в рамках темы 2-16-2002-2002 «Разработка электронной базы данных с

результатами расчетных анализов аварий, выполняемых НТЦ в поддержку экспер-

тизы». Эта база данных будет установлена на сервере НТЦ ЯРБ и обеспечит много-

пользовательский режим доступа к ней. Заполнение базы данных осуществляется

по мере выполнения расчетов аварийных режимов наряду с выпуском стандартных

отчетов о НИР по этапам. Помимо анализов аварий, выполненных в рамках дан-

ной темы, в состав электронной базы данных включены анализы, выполненные в

рамках других параллельных работ лаборатории аварийных режимов АС за тот же

период времени (2003 — 2005 г.г.), а также выполненные экспертизы обоснований

безопасности лицензировавшихся АЭС.

В 2005 г. выполнялась НИР «Анализ безопасности обращения с ядерными матери-

алами и радиоактивными веществами на плавучих объектах и объектах их береговой

инфраструктуры». Выполнен этап «Анализ безопасности обращения с ядерными ма-

териалами и радиоактивными веществами на плавучих объектах и объектах их берего-

вой инфраструктуры в 2004 г.», подготовлен промежуточный отчет о НИР. В течение

2004 и 2005 гг. большое внимание уделялось сбору и анализу информации о состоянии

ядерной и радиационной безопасности судов АТО: «Имандра», «Лота», «Володарский»,

«Лепсе», «Серебрянка», «Роста-1». В отчете дана характеристика объектов береговой

инфраструктуры, основные направления деятельности предприятий, связанных с об-

ращением с ЯМ и РАО при эксплуатации и ремонте атомных судов и судов АТО, в том

числе составлены перечни основных объектов (участков) и выполняемых на них работ

с РАО и с ЯМ, представлено расположение береговых объектов ФГУП «Атомфлот»,

предназначенных для обращения с РВ и ЯМ, приведены характеристики источников

образования РАО, их количественные параметры, характеристика обращения с газо-

образными, жидкими и твердыми радиоактивными отходами. Основной целью анализа

является выявление возможностей минимизации радиоактивных отходов в технологи-

ческих процессах, а также оптимизации процессов обращения с ними. В работе также

обобщена информация по обращению с ядерными материалами, представлены харак-

теристики объектов ОАО «ММП» и ФГУП «Атомфлот,» на которых осуществляется об-

ращение с ЯМ, описаны выполняемые технологические операции, выполнен анализ

реализуемых мер, направленных на повышение безопасности и технических возмож-

ностей при обращении с ЯМ. Анализ показал, что обращение с ЯМ и РВ на плавучих

объектах и объектах их береговой инфраструктуры в ОАО «ММП» и «ФГУП «Атомфлот»

отвечает требованиям НД по безопасности при обращении с РМ. Однако сама норма-

тивная база по обращению с РМ на судах нуждается в совершенствовании.

351

По теме «Анализ существующих программ контроля за состоянием металла обо-

рудования АЭС» в 2005 г. выпущен заключительный отчет о НИР «Разработка реко-

мендаций по совершенствованию программ контроля за состоянием металла обору-

дования АЭС по «радиационным» образцам-свидетелям». Сделаны рекомендации

по повышению качества программ контроля и прогноза остаточного радиационно-

го ресурса корпусов и металлоконструкций реакторов и радиационного охрупчива-

ния металла реакторов в условиях их длительной эксплуатации.

В 2005 г. по теме «Разработка предложений по корректировке критериев повреж-

даемости твэлов и элементов активной зоны из сплавов циркония на основе ана-

литических исследований, опыта эксплуатации, существующих и новых экспери-

ментальных данных» выпущен отчет «Изготовление образцов дистанционирующих

решеток и оснастки для проведения экспериментов». Целью работы являлось из-

готовление образцов для проведения экспериментов по исследованию поведения

дистанционирующих решеток из циркониевого сплава в условиях, имитирующих

аварии с потерей теплоносителя. В качестве исходного материала для изготовле-

ния образцов использовались штатные дистанционирующие решетки ТВС реакто-

ров РБМК-1000, изготовленные из сплава Э110 (Zr + 1%Nb). В работе предложена

схема разделки полученных ранее в рамках работы по данной теме дистанциониру-

ющих решеток ТВС РБМК-1000. В результате из каждой дистанционирующей ре-

шетки можно получить до 30 образцов для испытаний. Полученные ранее дистан-

ционирующие решетки были разделаны на кольцевые и плоские образцы, удобные

по размеру для установки в рабочую камеру стенда «Апрель». В работе приведены

фотографии изготовленных образцов для испытаний.

В 2005 г. по теме “Разработка и применение методики оценки последствий ради-

ационных аварий на АЭС с реактором ВВЭР-1000” в 2005 году разработан методи-

ческий документ «Методика оценки последствий радиационных аварий в помеще-

ниях реакторного блока АЭС с реактором ВВЭР-1000». Далее работа по этой теме

будет продолжаться за счет средств договора на НИР.

В 2005 г. по теме «Адаптация разработанной МАГАТЭ информационной систе-

мы RAIS 3.0 для регулирования радиационной безопасности радиационно опасных

объектов» завершена работа по созданию базовой версии RAIS 3.0, с полностью ру-

сифицированным интерфейсом. Переведен на русский язык комплект рабочей до-

кументации по системе RAIS 3.0. Проведено тестирование RAIS 3.0 по общим ме-

тодикам для настольных баз данных, а также по унифицированному курсу обучения

пользователей RAIS 3.0, разработанного в МАГАТЭ для проведения региональных

рабочих встреч. Организованы и проведены две рабочие встречи МАГАТЭ по обуче-

нию пользователей работе с русифицированной базовой версии RAIS 3.0 (региональ-

ная — для представителей регулирующих органов стран СНГ, Литвы и Болгарии и

национальная — для сотрудников и инспекторов МТО Ростехнадзора). Для органи-

зации рабочих встреч и для поддержки работоспособности RAIS 3.0 на территории

Российской Федерации, МАГАТЭ безвозмездно передало в распоряжение россий-

ской стороне 19 компьютеров. В работе выполнено обобщение замечаний и пред-

ложений участников региональной и национальной встреч по русифицированной

базовой версии RAIS 3.0, устранены ошибки и недостатки базовой версии RAIS 3.0

а также решены конкретные задачи по адаптации RAIS 3.0. В результате этой рабо-

ты, была создана новая, более совершенная и работоспособная версия RAIS 3.0 с

использованием ранее недокументированных возможностей программы RAIS 3.0.

352

В настоящий момент продолжается работа по учету неучтенных ранее предложе-

ний и замечаний. Предполагается, что программный продукт будет переведен на

русский язык.

В рамках темы «Прогноз содержания водорода в сплавах циркония при эксплу-

атации» подготовлен методический документ «Методика определения содержания

водорода в сплавах циркония методом количественной металлографии». Эта методи-

ка предназначена для анализа данных о содержании водорода в изделиях из сплавов

циркония, приводимых в материалах, обосновывающих продление ресурса и безо-

пасность эксплуатации реакторов АЭС. В методике используется известное в стерео-

метрической металлографии положение, что объемное содержание фазы в сплаве (в

нашем случае гидрида циркония) равно проценту площади на металлографическом

шлифе, занимаемой этой фазой. Анализ графической зависимости площади гидрид-

ной фазы от весового содержания водорода для двух модификаций ZrH_1,66и ZrH_1,94,

а так же анализ результатов определения содержания водорода в образцах сплавов

циркония с 1% и 2,5% ниобия с известным содержанием (30, 50, 60, 100, 200,600 ppm,

определенным методом вакуумной экстракции) показывает, что минимальные зна-

чения концентрации, определенные методом количественной металлографии с ис-

пользованием анализатора IBAS-2000, электронного микроскопа DSM-960 совпада-

ют с данными метода вакуумной экстракции. Методика изображений обеспечивает

консервативность оценки содержания водорода в сплавах циркония.

В рамках темы «Оценка выполненных эксплуатирующей организацией обоснова-

ний ресурса невосстанавливаемого оборудования РУ АЭС, подверженного нейтрон-

ному облучению» выполнен анализ обоснований срока службы невосстанавливае-

мого оборудования РУ с ВВЭР и РБМК, в частности корпусов реакторов (КР) ВВЭР,

опорных конструкций реакторов (ОКР) ВВЭР, графитовой кладки (ГК) и металло-

конструкций (МК) РБМК. Выявлены слабые стороны в этих обоснованиях, сдела-

ны рекомендации по совершенствованию обоснований. В частности, программы,

используемые для расчетов флюенса быстрых нейтронов на КР и ОКР ВВЭР, МК

РБМК эксплуатирующей организацией, не аттестованы, а погрешность расчета по

ним не определена и также не обоснована. Поэтому выводы эксплуатирующей ор-

ганизации о консервативности прогноза свойств на проектный срок службы и прод-

лении эксплуатации оборудования не могут быть подтверждены. Необходимо до-

работать методики по расчетной оценке флюенса и скорости накопления флюенса

с включением в них раздела об обосновании погрешности. Кроме того, при оцен-

ках критической температуры хрупкости КР и ОКР ВВЭР, МК РБМК необходимо

учитывать неопределенность в параметрах, влияющих на прогнозную кривую. Для

этого рекомендуется усовершенствовать методику оценки критической температуры

хрупкости КР и ОКР с использованием данных, полученных обработкой всей сово-

купности экспериментальной информации по исследованиям образцов и на основе

определенных консервативных запасов прогнозной кривой старения металла обо-

рудования. Анализ методик испытания как стандартных, так и малоразмерных об-

разцов материалов оборудования, подверженных радиационному старению, показал

их недостаточную надежность. Рассчитанная скорость накопления флюенса суще-

ственно отличается от скорости накопления флюенса в рабочих условиях облучения

оборудования в реакторах. Рекомендуется методику доработать с учетом данных ис-

пытаний натурных образцов, облученных в рабочих условиях (например, исследо-

вать материалы оборудования реакторов, выведенных из эксплуатации). Выявлено,

ОТЧЕТ О ДЕЯТЕЛЬНОСТИ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБЫ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (2005 Год) - часть 22