Культура безопасности на всех этапах жизненного цикла АЭС

Особенностью АЭС, как и любых зданий ядерных установок, является наличие в процессе эксплуатации ионизирующих излучений. Этот главный отличительный фактор необходимо учитывать при проектировании. Основным источником излучений на АЭС является ядерный реактор, в котором происходит реакция деления ядер горючего. Эта реакция сопровождается всеми известными видами излучений.9

 

На данном этапе  необходимо четкое соблюдение   всех проектных решений при строительстве АЭС . Учитывая российский менталитет и коррупцию это является более чем актуальным.

Участие  технадзора. 

С целью обеспечения ядерной и радиационной безопасности на этапе строительства АЭС необходима создание рабочей группы для координации осуществления  государственного контроля (надзора) за строительством атомной электростанции». 

Технадзор в строительстве  АЭС помогает контролировать ход выполнения строительных. Своевременное его проведение обеспечивает высокий уровень строительства  и безопасности  АЭС, не допускает перерасхода средств.

Осуществление технического надзора при произведении строительства дает возможность контролировать различные мероприятия, такие как соблюдение графика проводимых работ, их себестоимость, качество и объема фактически выполненной работы подрядчиком.10

 

 

6.Контроль.

 

Строительство новых атомных электростанций требует чрезвычайно больших капитальных вложений и может быть реализовано только средствами самого государства. В любом государстве, где есть АЭС, эта отрасль энергетики находится под строгим его контролем.

Этап контроля включает в себя следующие мероприятия :

1.пробная эксплуатация .

2.Сдача в эксплуатацию.

На завершающем этапе сооружения АЭС законченные строительством и монтажом системы и элементы атомной станции приводятся в состояние эксплуатационной готовности с проверкой их соответствия установленным в проекте критериям и характеристикам.

Процесс ввода АЭС в эксплуатацию состоит из следующих этапов:

 

-предпусковые наладочные  работы: испытания и опробование  оборудования, испытания системы  герметичного ограждения, холодно-горячая  обкатка реакторной установки;

 

-физический пуск реактора: загрузка реактора ядерным топливом  и испытания в подкритическом  состоянии реакторной установки; достижение критического состояния  реактора и выполнение физических  экспериментов на модульных котельных  установках;

 

-энергетический пуск: последовательное освоение мощности блока от 1 % до 50 % от номинальной мощности;

-опытно-промышленная эксплуатация: освоение мощности энергоблока, включая номинальную мощность, сдаточные  испытания (комплексное опробование) энергоблока и приемка его в промышленную эксплуатацию.11

 

3.обучение и переобучения  персонала.

Необходимо своевременно  проводить обучение и переобучения персонала до сдачи АЭС в эксплуатацию .

Ряд предприятий, входящих в состав ОАО «Атомэнергопром», специализируются на обучении и повышении квалификации специалистов атомной отрасли. Обучение ведется по таким направлениям, как эксплуатация АЭС, строительство в атомной энергетике и промышленности, радиационный контроль, экология, экономика предприятий и управление ядерно-оружейным комплексом, управление человеческими ресурсами. 

 

4.Надзор.

Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор.

Ядерная безопасность регламентируется следующими документами:

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01-011-97)  
Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г — 1 — 024 — 90)  
Радиационная безопасность регламентируется следующими документами:

Санитарные правила атомных станций. СП АС-99  
Основные правила обеспечения радиационной безопасности. ОСПОРБ-02

В обязанности АЭС в соответствии с Федеральным законом в рамках системы отраслевого надзора за безопасностью гидротехнических сооружений атомных электростанций входит:  
-Выполнение мероприятий, осуществляемых в рамках системы отраслевого надзора концерна "Росэнергоатом"; 

-. Контроль за деятельностью  производственных подразделений  АЭС по обеспечению безопасности  гидротехнических сооружений и  выполнением ими мероприятий, направленных  на повышение безопасности их эксплуатации и предупреждение аварийных ситуаций; 

- Подготовка проекта приказа (указания) концерна "Росэнергоатом" по ликвидации аварийных ситуаций  при выявлении аварийного состояния  гидротехнических сооружений АЭС;  
 
-Ежегодное представление в концерн "Росэнергоатом" проектов планов капитальных ремонтов гидротехнических сооружений, необходимых для обеспечения их безопасного состояния, с указанием заказчиков и исполнителей проектной документации и ремонтно-строительных работ, согласованных с подрядчиками для включения в ежегодный приказ концерна "Росэнергоатом";  
 
-Организация систематических обследований гидротехнических сооружений в установленном порядке в соответствии с "Типовой программой обследования гидротехнических сооружений АЭС";  
 
-Организация с привлечением эксплуатационного персонала действующих атомных электростанций анализа основных проектов и проектов пусковых комплексов важнейших гидротехнических сооружений АЭС с учетом действующих требований по обеспечению их безопасной эксплуатации, передача в концерн "Росэнергоатом" и институт "Атомэнергопроект" предложений о внесении необходимых изменений в проектную техническую документацию. 12 
 

5. Планово-профилактические  работы.

*Ежегодные профилактические работы, называемые планово-предупредительным ремонтом (ППР), являются обязательным этапом производственной деятельности всех атомных электростанций. Во время ППР проводится обследование оборудования для обнаружения недостатков и дефектов, способных вызвать сбои в работе, а также модернизация, направленная на повышение технико-экономических показателей работы атомной станции.

Безопасность АЭС для окружающей среды надежно обеспечена как при рабочем режиме, так и во время проведения планово-профилактических работ. Остановка энергоблока для выполнения ППР не оказывает никакого влияния на естественный радиационный фон.13

6. контроль над отработанным  топливом.

Отработанное я́дерное то́пливо (ОЯТ) — извлеченные из активной зоны тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих). Топливо относят к отработанному, если оно более неспособно эффективно поддерживать цепную реакцию.

Облучённое ядерное топливо, в отличие от свежего, имеет значительную радиоактивность за счёт содержания большого количества продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе) и имеет свойство саморазогреваться на воздухе до больших температур (только что извлечённое примерно до 300 °C) и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку ОЯТ.14

В настоящее время ни одна из стран не перешла к использованию технологий, позволяющих полностью решить проблему обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ). Сложность проблем обращения с ОЯТ вызвана, в первую очередь, высокой активностью, достигающей миллионов кюри на тонну, значительным тепловыделением после выгрузки из реактора, наличием в составе отработавшего топлива значительного количества делящихся веществ.

В настоящее время стратегия складирования ОЯТ принята, в частности, Министерством энергетики США и реализуется в виде непосредственного складирования отработавших топливных элементов в металлических контейнерах в глубоких геологических формациях. Это вызывает критику специалистов в связи с опасностью распространения ядерных материалов и отсутствием гарантий безопасности долговременной (несколько тысяч лет) сохранности складированного топлива и отходов. 
 
Другие страны с развитой ядерной энергетикой (Великобритания, Россия, Франция, Япония) в том или ином виде осуществляют переработку ОЯТ, выделение урана, плутония изготовление из переработанных материалов топливных элементов, их повторное использование в легководных реакторах, составляющих основу мировой ядерной энергетики. 

В ряду крупных проектов по ОЯТ, реализация которых предусмотрена программой, следует отметить: 
— строительство сухого хранилища ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000, а также реконструкцию действующего мокрого хранилища на ГХК; 
— подготовку к вывозу и обеспечение вывоза с АЭС накопленных объемов ОЯТ; 
— комплекс работ по обращению с ОЯТ, направленный на его разделку и последующую переработку на ПО «Маяк»; 
— создание опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ 
на основе инновационных технологий; 
— вывоз на переработку ОЯТ из исследовательских центров и др.15

7.Вывод из эксплуатации.

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС после выработки проектного срока службы — естественный и необходимый этап их жизненного цикла. В соответствии с документом «ОПБ-88/97» (Общие положения обеспечения безопасности атомных станций), это означает проведение комплекса мероприятий, в результате которых после удаления ядерного топлива исключается использование блока в качестве энергоисточника.

К настоящему времени в мире остановлены и находятся в разных стадиях вывода из эксплуатации 138 энергоблоков АЭС, не считая экспериментальных, промышленных, исследовательских и транспортных реакторов.Мировой опыт показывает, что это требует значительных интеллектуальных, материальных затрат и тщательного планирования. Необходимо разработать специальную нормативно-правовую базу, создать инфраструктуру для решения этой системной проблемы, требующей инновационных инженерных решений. И, наконец, необходим хорошо организованный высококвалифицированный персонал.

На десяти российских АЭС сейчас находится в эксплуатации 33 атомных реактора. Остановлена первая в мире Обнинская АЭС и по два реактора на Нововоронежской и Белоярской атомных электростанциях. Из них выгружено отработавшее ядерное топливо, при этом обеспечивается полная ядерная и радиационная безопасность. Но вывод из эксплуатации, предполагающий демонтаж оборудования, очистку территории и т. д., отложен на неопределенный срок из-за отсутствия общей концепции и финансовых ресурсов.Очевидно, что при выводе из эксплуатации должно уделяться самое серьёзное внимание безопасности персонала, населения, природной среды. Потребуется обеспечить смягчение негативных социальных последствий, связанных с потерей рабочих мест в городах-спутниках АЭС. Эти города с населением от 30 до 70 тыс. жителей социально и экономически уязвимы. Их жизненная инфраструктура жёстко завязана на работающий атомный объект. Отсутствуют альтернативные рабочие места. Часть таких городов — закрытые или полузакрытые территориальные образования.

Наиболее успешно задача вывода из эксплуатации старых энергоблоков может быть решена, если в этом процессе участвуют представители различных социальных групп — власти всех уровней, атомные эксперты, а также профсоюзы и заинтересованная общественность. Такой подход оправдан хотя бы потому, что выбор площадки для временного хранилища или окончательного захоронения радиоактивных отходов (РАО) часто затруднен именно из-за протестов местного населения.

Вывод.

Я как студент прошедший курс управления качеством  решил провести аналогию этапов жизненного цикла АЭС с этапами жизненного цикла продукции всеобщего управления качества.

За качеством борются на всех этапах качества .  По аналогии обеспечения качества на всех этапах нужно воспитывать и применять культуру безопасности. В этом случае мы избавимся от негативного восприятия .

 

Принципы культуры безопасности

Что бы развеять  негативные сомнения  – убедить людей , что развитие ядерной энергетики может быть экологически более чистым , на всех этапах следует внедрять и воспитывать культуру безопасности .

Для обеспечения и повышения культуры безопасности я скоррелировал принципы культуры безопасности с менеджмента качества ( всеогбщего управления качества ) и попытался адаптировать их.

 

1.Ориентация на потребителя.

Удовлетворение потребности в энергетике и безопасности .

Предоставления достаточного уровня энергии  при должном уровне безопасности.

 

2. Лидерство.

Внедрение КБ сверху , непосредственное руководство руководителя по внедрению культуры безопасности, лидирующая роль руководителя.

Обучение руководителей является одним и важнейших направлений, ведь именно они ответственны за формирование в коллективе атмосферы открытости и взаимоуважения, способствующей эффективной культуре безопасности.Руководители организаций, особенно в России, имеют существенное влияние на формирование культуры безопасности. В основе понятия «культуры» лежат схожие представления о реальности и менталитете. На практике это означает, что организация руководствуется определенными методами работы и моделями поведения, которые руководители считают наиболее важными и полезными в достижении поставленных целей. Даже самые разумные и рациональные подходы к созданию культуры окажутся нереализованными, если руководитель организации лично не занимается их активным внедрением. Одна из основных функций руководителя – создание определенной организационной культуры и моделей поведения на предприятии. Для развития и укрепления культуры основные ее положения должны быть декларированы руководством, а их реализация поощряться.16

 

 

3.Вовлечение  персонала.

 

Персонал должен думать об обеспечении безопасности.

Для персонала понятие культура безопасности состоит из следующих элементов:

• знания и компетентность, обеспечиваемые подготовкой;
• персональное осознание приоритета и важности безопасности;
• мотивация поступков и действий с постоянным самоконтролем;
• надзор и контроль выполнения работ, влияющих на безопасность;
• открытость в эксплуатационной деятельности;
• укрепление доверия общественности к безопасной эксплуатации АЭС.