Віктор Смутний
1. Історична ретроспектива розвитку поняття "Культура безпеки експлуатації АЕС"
У 1963 р. група молодих співробітників Інституту атомної енергії ім. Курчатова і майбутніх інженерів-операторів під керівництвом С.А. Скворцова займалася підготовкою інструкцій з експлуатації першого дослідно-промислового блоку Нововоронезької АЕС з ВВЕР. Не маючи ще жодного практичного досвіду експлуатації АЕС, члени робочої групи, тим не менш, всебічно обговорили проблеми безпечної експлуатації АЕС та виробили низку положень практичної безпеки експлуатації АЕС, які і були внесені в інструкції з експлуатації першого блоку НВ АЕС. Фактично суть цих положень зводилася до введення системи обмеженого єдиноначальності в оперативній експлуатації АЕС для максимально можливого запобігання прийняття і виконання помилкових рішень при управлінні блоком АЕС.
Однак, вже виконання цих положень оперативним персоналом першого блоку НВ АЕС на практиці зіткнулося з безроздільно панували в СРСР принципом абсолютного єдиноначальності: "Начальник наказав - підлеглий руки по швах і виконуй, не розмірковуючи". Взятий бездумно з військових статутів на потребу тоталітарної держави, цей принцип пронизував всі ієрархічні системи управління в СРСР, в тому числі і адміністративно-технічні системи управління АЕС. Оскільки в руках ієрархічних структур управління зосереджена вся повнота адміністративної і фінансової влади, а оперативний персонал не мав достатньої юридичної захисту при виконанні положень, записаних в його посадових і експлуатаційних інструкціях, то відбувалося поступове фактичне розмивання системи відносної єдиноначальності в оперативному управлінні, поволі витісняється принципом абсолютного єдиноначальності адміністративно-технічного управління АЕС. Як і припускали члени робочої групи в 1963 р., така підміна системи відносної єдиноначальності в оперативному управлінні АЕС принципом абсолютного єдиноначальності приводила до неодноразових порушень принципів і законів дії блоків АЕС і відповідним важким реальним або потенційним аварійних ситуацій на блоках АЕС (наприклад, на першому блоці НВ АЕС в 1968 р., на першому блоці Ленінградської АЕС у 1975 р., на другому блоці НВ АЕС у 1985-86 р.р.). Дані про цих аварійних ситуаціях ховалися як від громадськості, так і від оперативного персоналу АЕС під покровом секретності, настільки широко застосовувалася в СРСР. Наскільки згубна була така практика, підтверджує те, що аварійна ситуація на першому блоці Ленінградської АЕС у 1975 р. була фактично прототипом аварійної ситуації на четвертому блоці Чорнобильської АЕС в 1986 р. Якщо б результати аварійної ситуації на Ленінградській АЕС були своєчасно доведені до відома оперативного персоналу інших діючих АЕС, то Чорнобильської катастрофи не сталося б.
За випадковим збігом обставин саме в травні 1986 р. в журналі "Електричні станції" була опублікована стаття "Оператор в системі управління АЕС та необхідність оптимізації інформаційного забезпечення його діяльності". Автори статті, серед яких був і член робочої групи 1963 р., на досвіді експлуатації п'яти блоків НВАЕС детально проаналізували дії оператора БЩУ блоку АЕС в концепції "людина-машина", щоб визначити шляхи оптимізації інформаційного забезпечення його діяльності. Але вже відбулася в цей час Чорнобильська катастрофа показала, що розгляд діяльності оператора БЩУ АЕС тільки в концепції "людина-машина" явно недостатньо для забезпечення безпечної експлуатації АЕС, тому що оператор управляє блоком АЕС не індивідуально, а в безперервній взаємодії з певною керуючою структурою, надає як безпосереднє, так і довгостроковий вплив на всі дії оператора БЩУ при управлінні блоком АЕС. Тому начальник зміни 5-го блоку НВ АЕС Смутний В.І., - колишній член робочої групи 1963 р., - зробив спробу аналізу управління блоком АЕС в концепції "управляє співтовариство - машина" на основі положень, розроблених робочою групою в 1963 р. , і практичного 25-річного досвіду експлуатації блоків НВ АЕС. Результати цього аналізу були представлені в статтях "Про культуру ядерної експлуатації" та "Безпека атомних станцій і людський фактор", опублікованих у журналі "Електричні станції" № 1 1989 р. і № травні 1991 відповідно. Поняття "Культура ядерної експлуатації" (КЯЕ), винесене автором у заголовок статті, не тільки повинно було характеризувати якісно певне відношення "керуючого спільноти" до управління потенційно небезпечним технологічним процесом на блоках АЕС, але могло бути також цілком конкретно оцінений математично в будь-якому "керуючому співтоваристві "за допомогою введеного автором коефіцієнта
ККЯЕ = Σniправ. / Σni
де ni - будь-яке одиничне дію оператора стосовно блоку АЕС,
niправ. - Одиничне правильне дію оператора, тобто призвело до очікуваного позитивного дії у відповідь блоку АЕС,
Σni - сума одиничних дій оператора стосовно блоку АЕС за певний проміжок часу,
Σniправ. - Сума правильних одиничних дій оператора стосовно блоку АЕС за той же проміжок часу.
Ще до 1986 р. МАГАТЕ, бажаючи посилити внесок агентства у забезпечення безпеки АЕС, запросило провідних фахівців у галузі ядерної безпеки з метою створення Міжнародної консультативної групи з ядерної безпеки (МКГЯБ) (INSAG: International Nuclear Safety Advisory Group). Термін "Культура Безпеки" вперше з'явився в "Підсумковому доповіді МКГЯБ про нараду з розгляду причин і наслідків аварії в Чорнобилі", опублікованому МАГАТЕ в якості Серії видань з безпеки. № 75-INSAG-1, в 1986 р. Цей термін "Культура безпеки" більш повно розкривається в "Основних принципах безпеки атомних електростанцій", Серія видань з безпеки, № 75-INSAG-3, випущеної в 1988 р.
За визначенням МКГЯБ
Культура Безпеки - це такий набір характеристик і особливостей діяльності організацій та поведінки окремих осіб, який встановлює, що проблемам безпеки АС, як володіє вищим пріоритетом, приділяється увага, яке визначається їх значимістю.
Ні робоча група у 1963 р., ні автор статті "Про культуру ядерної експлуатації" не застосовували у своїх міркуваннях термін "культура безпеки", але як логічно, так і математично легко показати, що поняття "культура безпеки" є частиною більш загального поняття " культура ядерної експлуатації ". Не важко помітити, що у формулі ККЯЕ величина (Σni - Σniправ.) = Σniне прав. ≡ Σni негативні. = (Σni наруш. + Σniавар.),
де Σniне прав. - Сума неправильних дій оператора при управлінні блоком АЕС за певний проміжок часу,
Σni негативні. - Сума негативних реакцій блоку у відповідь на неправильні дії оператора,
Σniнаруш. - Сума порушень в роботі блоку, пов'язаних зі спрацьовуванням аварійних захистів, у відповідь на неправильні дії оператора,
Σni авар. - Сума реальних і потенційних аварійних ситуацій, що виникли на блоці внаслідок неправильних дій оператора за той же проміжок часу.
Так як з наведеного вище рівності слід Σniправ. = Σni - Σniнаруш. - Σni авар. , То можна уявити ККЯЕ = 1 - Σni наруш. / Σni - Σni авар. / Σni, де член Σni авар. / Σni і відображає вплив культури безпеки в даному "керуючому співтоваристві". У 1993 р. автор вищевказаних статей на їх основі підготував (англійською мовою) і представив в травні 1993 р. на нараді фахівців МАГАТЕ у Москві доповідь (опубліковано у збірнику доповідей IAEA-TECDOC-762) про практику культури ядерної експлуатації АЕС. Проте, на початку 2001 р., - при читанні автором лекцій про "Культурі безпеки АЕС" іранським фахівцям, - було встановлено, що конспекти лекцій, написані на основі серій видань з безпеки МАГАТЕ № 75 INSAG-1, 3, 4 не містять взагалі ніяких практичних положень з культури ядерної експлуатації АЕС (складовою частиною якої є "Культура безпеки АЕС"), розроблених російськими вченими і експлуатаційниками АЕС.
Справа навіть не в тому, що МАГАТЕ, декларуючи в якості міжнародної організації прихильність принципам безпечної експлуатації АЕС, фактично проігнорувало у своїх "Основних принципах безпеки атомних електростанцій" багаторічний практичний досвід експлуатації АЕС однією з найбільших країн світу. Справа полягає насамперед у тому, що саме зараз виникає друга хвиля використання ядерної енергії для виробництва електроенергії такими країнами як Іран, Китай, Індія та інші, в яких в силу національних, державних чи релігійних особливостей у всіх ієрархічних структурах держави діє вищезгаданий принцип абсолютного єдиноначальності. І якщо МАГАТЕ не використовує свій авторитет міжнародної організації для настійною рекомендацією впровадження та неухильного підтримки системи відносної єдиноначальності при експлуатації АЕС у цих країнах, то:: у повній відповідності з досвідом тоталітарного СРСР нас всіх чекає черговий "Чорнобиль", якого вже не перенесе ні вся ядерна енергетика світу в загальному, ні МАГАТЕ зокрема.
2. Потенційна небезпека використання ядерного палива на АЕС
Умовою безпечного використання будь-якої технології взагалі і складної технології в особливості є знання і розуміння в повному обсязі потенційних небезпек, пов'язаних з використанням даної технології. Основна причина використання людством ядерної енергії - виділення в 108 разів більше енергії в одиничному акті, - розподілі одного ядра урану (200 МеВ), - чим в одиничному акті виділення енергії, - окисленні одного атома вуглецю (2 ев), - у традиційній тепловій енергетиці . У свою чергу, збільшення виділення енергії в одиничному акті означає відповідне зменшення споживання обсягу палива в одиницю часу на енергетичній установці однакової потужності. А із зменшенням споживання обсягу палива пов'язане як зменшення транспортних витрат, з одного боку, так і відповідне зменшення кількості твердих і газоподібних відходів, з іншого боку. Проте ж, саме виділення в 100 мільйонів разів більшої енергії в одиничному акті містить у собі потенційну небезпеку не контрольованого виділення такої кількості енергії, яке буде небезпечним як для цілісності самої енергетичної установки, так для життя оточуючих людей. Оскільки історично ядерна енергія спочатку була використана у військових цілях саме у вигляді не контрольованого її виділення (ядерна бомба) і в цій якості проявила всю свою силу вибуху, то розвиток ядерної енергетики відбувалося під знаком боротьби з цією потенційною небезпекою.
Математично умова не контрольованого розгону реактора виражається дуже простою формулою + Δρа.з. ≥ β,
де + Δρа.з. - Позитивна реактивність, що вводиться в активну зону реактора;
β - частка запізнілих нейтронів в активній зоні реактора.
Звідси випливає основна умова безпеки, яке повинно завжди дотримуватися як при проектуванні, так і при експлуатації ядерних реакторів: при будь-якому стані реактора має бути + Δρа.з. β. Ця умова повинна досягатися як відповідними фізичними властивостями активної зони реактора в будь-якому його стані і конструкцією системи управління і захисту реактора, так і відповідними методами управління реактором, які використовує у своїй роботі оператор реактора. Але слід зауважити, що у відомих аварійних ситуаціях з не контрольованими розгонами реактора: у січні 1961 р. на дослідній АЕС "SL-1" у США і в квітні 1986 р. на ЧАЕС в СРСР [1] - відбувалися тільки парові вибухи, хоча і з виділенням в активній зоні реактора енергії, багаторазово перевищує номінальне значення. Ядерних вибухів активної зони реакторів при цьому не відбувалося.
Другим важливим фактором потенційної небезпеки використання ядерної енергії є одержання і накопичення в активній зоні реактора радіоактивних продуктів поділу ядер урану. При нормальній експлуатації ядерного реактора всі продукти ділення ядер урану повинні залишатися всередині герметичних оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ). Крім того, деяка частина радіоактивних продуктів утворюється через опромінення нейтронами конструкційних і технологічних матеріалів в реакторі. Ці радіоактивні продукти циркулюють разом з теплоносієм в межах герметичного 1-го контуру реакторної установки. Але технологія експлуатації реакторної установки передбачає виведення частини теплоносія з герметичного 1-го контуру для його очищення і таким чином відбувається поширення радіоактивних продуктів за межі герметичного 1-го контуру. Отже, в конструкції не тільки обладнання 1-го контуру реакторної установки, але і всього блоку АЕС проектом повинні бути передбачені заходи захисту персоналу від радіоактивного випромінювання та від несанкціонованого попадання радіоактивних продуктів в навколишнє середовище. Зрозуміло, що при проектуванні, так і при експлуатації блоків АЕС необхідно прагнути до зменшення санкціонованих викидів радіоактивних продуктів (твердих, рідких і газоподібних) у навколишнє середовище.
Хоча людство зіткнулося з масованим впливом радіоактивності на людський організм ще в 1945 р. при бомбардуванні ядерними бомбами міст Хіросіма і Нагасакі, а також при подальших випробуваннях ядерної зброї та численних аварійних ситуаціях на реакторних установках різних типів, але, добре представляючи дія великих доз радіації на людський організм з розвитком променевої хвороби і з летальним результатом, вчені і зараз ще не можуть передбачити віддалені генетичні наслідки для людей, що піддаються постійному внутрішньому радіоактивного опромінення за рахунок підвищеного вмісту радіоактивних ізотопів в повітрі, воді та їжі. Не виключено, що таке збільшується внутрішнє радіоактивне опромінення призведе до мутацій на генетичному рівні, загрозливим самому існуванню тієї чи іншої нації.
Ймовірність виходу радіоактивних продуктів за проектні межі їх локалізації істотно зростає при виникненні порушень і аварійних ситуацій в технологічних режимах роботи блоку АЕС. Аксіоматично можна стверджувати, що величина порушень і аварійних ситуацій в технологічних режимах роботи блоку АЕС залежить від ступеня порушень оперативним персоналом принципів і законів дії блоку АЕС, але жодним чином не залежить від причин неправильних дій оперативного персоналу. Якщо будь-яка держава вирішило побудувати у себе і експлуатувати хоча б один блок АЕС, то все в цій країні, - починаючи від президента країни і закінчуючи останнім обхідником на АЕС, - повинні як 2 2 = 4 усвідомити собі одну просту, але абсолютну істину: блок АЕС - потенційно небезпечна складна технологічна система, що діє за своїми природними принципам і законам, які не може ні змінити, ні скасувати жодна людина в світі, яку б високу посаду він не займав. Закони ці треба знати, розуміти і виконувати безумовно.
Здається досить очевидним, що в прийнятому INSAG визначенні: Культура Безпеки - це такий набір характеристик і особливостей діяльності організацій та поведінки окремих осіб, який встановлює, що проблемам безпеки АС, як володіє вищим пріоритетом, приділяється увага, яке визначається їх значимістю, - "вищий пріоритет "і полягає у визнанні цієї абсолютної істини на всіх, - без винятку, - ієрархічних рівнях управління в державі.
3. Порушення принципів і законів дії блоку АЕС, що збільшують ймовірність викиду радіоактивних продуктів в навколишнє середовище.
1. Технологічне недосконалість проектування та виготовлення обладнання реакторної установки блоку АЕС. Прикладом може служити недосконала технологія виготовлення герметичних оболонок ТВЕЛ тепловиділяючих зборок реактора першого блоку НВ АЕС. Через наявність безлічі мікротріщин в герметичних оболонках ТВЕЛ всі газоподібні радіоактивні продукти поділу урану виходили в теплоносій 1-го контуру. З продувкою 1-го контуру ці радіоактивні гази поширювалися по всьому тракту продувки і її очищення, так що на щиті спецводоочистки (ЩСВО) газова активність збільшувалася до 1500 ГДК і оперативний персонал змушений був працювати там у герметичних захисних костюмах. Навіть на БЩУ, розташованому в "чистій зоні", іноді газова активність піднімалася до 6ПДК. Зрозуміло, весь цей радіоактивний газ в кінцевому рахунку потрапляв у навколишнє середовище. Для порівняння цікаво відзначити, що на 5-му блоці-"мільйоннику" НВ АЕС, введеному в експлуатацію в 1980 р., наявність мікротріщин в герметичних оболонках ТВЕЛ відзначається в одиничних випадках, а збільшення газової активності до 17-20ПДК в боксі ПГ - ГЦН (всередині герметичної оболонки реакторної установки) свідчить про наявність видимого парового свища на обладнанні 1-го контуру.
2. Виникнення не керованою ланцюгової реакції в активній зоні реактора за умови + Δρа.з. ≥ β. Хоча, як зазначалося вище, ядерних вибухів активної зони реактора при цьому не відбувається, але потужність парових вибухів при цьому настільки велика, що реактор руйнується і всі радіоактивні продукти поділу урану, накопичені в активній зоні в процесі роботи реактора, викидаються в навколишнє середовище. Це особливо небезпечно у зв'язку з попаданням твердих радіоактивних продуктів поділу урану в грунт, а звідти по харчових ланцюжках всередину людини, що призведе до внутрішнього опромінення людей з непередбачуваними мутаціями на генетичному рівні.
3. Недостатній витрата теплоносія через активну зону реактора при деякій постійної потужності реактора. За порушень технологічного режиму роботи реакторної установки ця ситуація відповідає також перевищення допустимої потужності реактора при деякому постійному витраті теплоносія через активну зону реактора. Класичним прикладом такого випадку є аварійна ситуація на першому блоці НВ АЕС в 1968 р., не відображена в [1]. Після обриву шпильок і падіння вниз захисного екрана в корпусі реактора заступник начальника зміни (ЗНС) Бедрин Є.П. аварійно зупинив реактор за фактором стрибкоподібного збільшення перепаду тиску теплоносія на реакторі. Однак, викликаний ЗНС Бедріновим на БЩУ головний інженер НВ АЕС, абсолютно не розібравшись в реальній ситуації на блоці, відсторонив ЗНС Бедрінова від роботи і наказав старшому інженеру-оператору (ДІВ) пускати і навантажувати реактор. Оскільки витрата теплоносія через активну зону реактора був істотно зменшений (сельованого) впав екраном, то при перевищенні обмеженою цим витратою допустимої потужності реактора найбільш напружена тепловиділяючих збірок в активній зоні була зруйнована повністю (в наявності залишилися тільки головка і хвостовик касети з нержавіючої сталі). У теплоносій 1-го контуру потрапили не тільки радіоактивні продукти поділу урану, але і весь опромінений уран зруйнованої паливної збірки.
4. Часткове або повне осушення активної зони реактора. Класичним прикладом цього випадку є аварія в США на другому блоці АЕС "Three Mile Island" (ТМА-2) в 1979 р. Докладний опис цієї аварії наведено в [1], але слід зазначити, що незважаючи на руйнування (розплавлення) більшої частини активної зони реактора і вихід великої кількості радіоактивних продуктів з теплоносієм 1-го контуру безпосередньо в герметичну оболонку (ГО) реакторної установки, витік радіоактивних продуктів за межі ГО була незначною.
5. Аварійні течі теплоносія з 1-го контуру реакторної установки. Хоча максимальної проектної аварією на блоках АЕС з ВВЕР (PWR) прийнятий розрив основного циркуляційного трубопроводу 1-го контуру, але у світовій практиці експлуатації АЕС, як це видно в [1], не спостерігалося навіть розривів трубопроводів меншого діаметру (крім імпульсних трубок діаметром 16 -18 мм). Це свідчить насамперед про відповідальне ставлення до основних і допоміжних систем 1-го контуру як на стадії проектування і виготовлення їх, так і на стадії експлуатації. Але при цьому не слід забувати, що відкриття і не закриття запобіжних клапанів 1-го контуру також пов'язане з аварійною течею теплоносія з 1-го контуру і було, зокрема, однією з головних причин аварії на АЕС ТМА-2.
6. Аварійні течі радіоактивних середовищ та відходів при їх переробці і зберіганні. Особливістю систем збору, транспортування, переробки та зберігання радіоактивних середовищ на АЕС є низькі параметри в них і лише непрямий вплив їх на ведення основного технологічного процесу на блоці. Але саме це призводить до видимого зменшення відповідальності як при проектуванні і виготовленні, так і при їх експлуатації. У результаті, кількість аварійних витоків із цих систем незмірно більше, ніж з основних і допоміжних систем 1-го контуру. Низькі параметри в системах зменшують витрати таких аварійних витоків і безпосереднього забруднення, як правило, піддаються тільки оганіченние ділянки території самої АЕС. Тому розслідування цих випадків залишається внутрішньою справою цієї АЕС і до них не залучається увагу професіоналів і широкої громадськості. А тим часом з допомогою вітру і дощів відбувається поступове поширення радіоактивних продуктів від місць безпосереднього забруднення і поступове збільшення внутрішнього опромінення людей через їжу, питну воду і вдихаємо повітря. В якості ілюстрації до вищесказаного можна згадати, як через недосконалість проектних рішень і помилки операторів на першому блоці НВ АЕС кубовий залишок (концентровані радіоактивні відходи) був перетиснутий в трубопроводи стисненого повітря в "чистій зоні".
4. Потенційні причини невідповідності дій персоналу принципам і законам дії блоку АЕС
1. Недостатнє знання або розуміння персоналом принципів і законів дії блоку АЕС. Знання і розуміння персоналом принципів і законів дії блоку АЕС визначається як існуючої на даній АЕС системою відбору фахівців на конкретні посади, так і системою їх теоретичного навчання і передачі їм існуючого вже досвіду оперативної експлуатації блоку. З плином часу як вимоги до прийнятих на АЕС фахівцям, так і система їх підготовки на АЕС істотно змінювалися. Якщо на першому блоці НВ АЕС для підготовки оператора реакторного відділення на БЩУ було потрібно тільки наявність загальної вищої освіти (спеціаліст міг мати диплом інженера по сільськогосподарській техніці або залізничника), а система підготовки фахівця на АЕС базувалася на самопідготовки і наставництво, то вже на п'ятому блоці НВАЕС для підготовки фахівців того ж профілю була потрібна наявність спеціальної вищої освіти, підготовка і самостійна робота на проміжних посадах (з навчанням в НТЦ з використанням повномасштабних тренажерів). Зрозуміло, елементи самогоподготовкі і наставництва в системі підготовки фахівця збережені в необхідних пропорціях.
2. Недостатньо повне або недостатньо коректне відображення принципів і законів дії блоку АЕС в інструкціях з експлуатації блоку. Як вже згадувалося вище, в 1963 р. для розробки інструкцій з експлуатації першого блоку НВ АЕС була створена робоча група з молодих учених ІАЕ і майбутніх операторів-технологів БЩУ, які, не маючи ніякого практичного досвіду експлуатації АЕС, писали інструкції з експлуатації тільки на основі своїх знань проектних і конструкторських матеріалів. При цьому слід мати на увазі, що проектанти і конструктори також не мали ніякого практичного досвіду експлуатації АЕС. Очевидно, що за таких умовах важко було розраховувати на повноту і коректність відображення в інструкціях з експлуатації принципів і законів дії блоку. Надалі при накопиченні практичного досвіду експлуатації блоку оперативним персоналом в інструкції з експлуатації вносилися необхідні зміни і ступінь відповідності їх принципам і законам дії блоку підвищувалася. Подібна ж ситуація мала місце при пуску всіх інших блоків НВ АЕС (за винятком четвертого, який був подобою третього блоку): оперативний персонал розробляв інструкції з експлуатації знову пускаемого блоку, не маючи ще жодного практичного досвіду експлуатації цього блоку. Буквально анекдотичної ілюстрацією до сказаного вище є той факт, що другий блок НВ АЕС був спроектований, побудований і зданий в експлуатацію з паровим компенсатором об'єму (КО), але: без яких би то не було штатних систем розхолоджування КО. Оперативний персонал другого блоку, що мав тільки досвід експлуатації першого блоку з азотним КЗ, при розробці інструкцій з експлуатації другого блоку НВ АЕС просто не звернув уваги на відсутність штатної системи розхолоджування КО. І тільки зіткнувшись з цією проблемою при першому останове блоку після його пуску і роботи на потужності (!!) Оперативний персонал був змушений придумувати абсолютно нештатну схему розхолоджування КО за допомогою системи продувки імпульсних трубок рівнемірів КО. Зрозуміло, експлуатаційний персонал НВ АЕС тут же розробив і впровадив систему розхолоджування КО спочатку від насоса петлі очищення 1-го контуру, а трохи пізніше і від напору ГЦН. Відповідні зміни були внесені в усі інструкції з експлуатації другого блоку НВ АЕС. Яке ж було здивування знову укомплектованого оперативного персоналу споруджуваного третього блоку НВ АЕС, коли, через два роки, приступивши до вивчення проекту третього блоку, вони виявили відсутність у проекті: яких би то не було систем розхолоджування КО.
3. Отримання персоналом від вищестоящих осіб розпоряджень, які порушують закони і принципи дії блоку АЕС. Вище вже наводився приклад бездумного розпорядження головного інженера НВ АЕС, виконання якого СІО призвело до першої радіаційної аварії на першому блоці НВ АЕС. Чи не більш разючим є приклад потенційної аварії на другому блоці НВ АЕС. У жовтні 1985 р. в корпусі реактора другого блоку НВ АЕС, який працював на номінальній потужності, з'явилися гучні металеві удари (сила їх була така, що вони прослуховувалися навіть на ЦЩУ диспетчера станції в "чистій зоні"). Відповідно до вимоги ПБЯ-04-74 і, відповідно, всіх інструкцій з експлуатації оператор реактора повинен був негайно самостійно зупинити реактор натисканням кнопки аварійного захисту (АЗ). Того ж дії вимагали інструкції з експлуатації від НС реакторного цеху і від НС АЕС. Проте, другий блок не тільки не був зупинений, але керівництво НВ АЕС ухвалив рішення і віддав розпорядження продовжувати роботу блоку на потужності, мотивуючи це безпрецедентне рішення: необхідністю виконання плану вироблення електроенергії, встановленого для НВ АЕС на 1985 р. І якщо в 1968 р. ЗНС Бедрин Є.П., - у повній відповідності до вимог інструкцій з експлуатації, - відмовився виконувати самогубне розпорядження головного інженера НВ АЕС, то в 1985-86 р.р. жоден з НС АЕС, НС РЦ, ВІУР протягом півроку роботи явно дефектного реактора не зважився при прийомі зміни натиснути кнопку АЗ реактора, що вони були зобов'язані беззастережно зробити відповідно до вимог ПБЯ та інструкцій з експлуатації. Тобто до цього часу придушення системи обмеженого єдиноначальності в оперативному управлінні АЕС всеосяжним в СРСР принципом абсолютного єдиноначальності було завершено повністю і залишалося тільки чекати логічного завершення - Чорнобильської катастрофи. До речі буде сказати, що впевнений у своїй здатності змінювати або навіть відміняти принципи і закони дії блоку АЕС керівництво НВ АЕС не зупинило другий блок НВ АЕС і в січні 1986 р., коли план вироблення електроенергії 1985 р. був вже виконаний. Другий блок НВ АЕС з явно дефектним реактором був зупинений на планово-попереджувальний ремонт тільки в березні 1986 р., трохи більше ніж за місяць до Чорнобильської катастрофи. При розтині реактора було встановлено, що всередині корпусу реактора обірвалася одна з трьох шпонок, що фіксують положення в корпусі реактора виймальної шахти з розташованої в ній активною зоною реактора. У силу цієї обставини на фланці виймальної шахти, на якому вона й висить разом з активною зоною в корпусі реактора, почала розвиватися тріщина. До моменту розкриття реактора довжина тріщини складала? всього периметра фланця. Кожному грамотному інженеру відомо, що характер розвитку подібних тріщин носить зовсім невизначений характер. І тільки ця невизначеність протягом п'яти місяців відділяла весь світ від спрацювання наступного ланцюжка подій: катастрофічний розвиток тріщини - обрив виймальної шахти реактора з активною зоною - обрив під дією їх сумарної ваги останніх двох фіксуючих шпонок - падіння шахти з активною зоною до упору з введенням в активну зону частин тепловиділяючих зборок, що залишалися внизу (така конструкція органів регулювання цього типу реакторів) - + Δρа.з. ≥ β - жахливий паровий вибух через не керованого виділення енергії в активній зоні реактора, що перевершує за силою майбутній Чорнобильський (через наявність у цього типу реактора міцного корпусу). Зрозуміло, це була б Нововоронежська катастрофа, а не Чорнобильська:.
4. Не оптимальне фізичний або психічний стан персоналу, що перешкоджає своєчасному і якісному прийняття рішень і виконання дій, відповідних законів і принципам дії блоку АЕС. Цілком зрозуміло, що причин не адекватного фізичного або психічного стану кожного оператора під час роботи може бути велика кількість. Але при цьому всі управляє співтовариство АЕС має розуміти і діяти в повній відповідності з вищенаведеним аксіоматичним твердженням: величина порушень і аварійних ситуацій в технологічних режимах роботи блоку АЕС залежить від ступеня порушень оперативним персоналом принципів і законів дії блоку АЕС, але жодним чином не залежить від причин неправильних дій оперативного персоналу. Тобто побутові негаразди, випадкова сварка в громадському транспорті чи черговий "рознос" завзятого, але не дуже розумного начальника можуть мати абсолютно однакові негативні наслідки в роботі оператора. І схильність операторів до засипання під монотонне гудіння приладів на БЩУ в нічний час носить суто фізіологічний характер, а аж ніяк не наслідок низького морального рівня операторів, як любить стверджувати адміністративно-технічне керівництво АЕС, виправдовуючи тим самим свою бездіяльність у боротьбі з цією природною схильністю будь-якої людини .
5. Концепція культури ядерної експлуатації (КЯЕ)
Блок-схема взаємодії "керуючого спільноти" з блоком АЕС (штрих-пунктирною лінією виділена блок-схема взаємодії "людина-машина").
Інформаційна блок-схема дій оператора в перехідному режимі роботи блоку АЕС виглядає наступним чином [7]:
Прийнявши в якості основного постулату КЯЕ вже наведене вище твердження: блок АЕС - потенційно небезпечна складна технологічна система, що діє за своїми природними принципам і законам, які не може ні змінити, ні скасувати жодна людина в світі, яку б високу посаду він не обіймав; закони ці треба знати, розуміти і виконувати безумовно, - і аналізуючи зв'язку в наведених вище блок-схемах взаємодій "управляє співтовариство - машина" і "людина - машина", ми можемо отримати основоположні аксіоми КЯЕ.
Ці засадничі аксіоми КЯЕ, наведені в [8], такі:
Машина (блок АЕС) взаємодіє не тільки (і не стільки) з людиною-оператором, але з певним керуючим спільнотою.
Машина "не знає" і не може знати законів людського суспільства.
Машина являє собою завжди абсолютно жорстко детерміновану (причинно-наслідковий) систему.
Інструкції та правила експлуатації блоку АЕС завжди відносні (у міру відносності пізнання людиною законів дії машини на даний момент).
Ієрархічна структура керуючого спільноти, що взаємодіє з машиною (блоком АЕС), - об'єктивно недетермінованих система.
Оператор - людина з усіма фізіологічними, психічними і соціальними особливостями людини взагалі.
Якщо до цих шести аксіомам додати наведену вище формулу математичної оцінки якості КЯЕ в тому чи іншому керуючому співтоваристві ККЯЕ = Σniправ. / Σni або ККЯЕ = 1 - Σni наруш. / Σni - Σni авар. / Σni (де складова Σni авар. / Σni визначає рівень культури безпеки в даному керуючому співтоваристві), то ми отримаємо аксіоматичну основу для побудови теоретичної системи вимог до керуючого спільноті блоку АЕС з високим ККЯЕ і, відповідно, з високою культурою безпеки. Детально ці вимоги розглянуті в [8] та сформульовані у вигляді теорем концепції культури ядерної експлуатації:
Рішення, прийняті на будь-якому рівні ієрархічної структури керуючого спільноти і є сигналами дії для оператора, повинні враховувати в необхідному співвідношенні закони дії машини (блоку АЕС).
Зворотній зв'язок від кожного рівня ієрархічної структури керуючого спільноти до вищестоящого рівня повинна бути достатньо жорсткою для можливості корекції проходить через рівень керуючого сигналу.
Керуючий сигнал повинен надходити до оператора суворо скоригованими та які не суперечать законам дії машини, щоб не змушувати оператора шукати компроміс і діяти в зоні відносності інструкцій та правил експлуатації, тобто більшою чи меншою мірою порушувати їх.
Повинен існувати надструктурний контролюючий і корегуючий орган, жорстко присікає надходження будь-яких не скоригованих сигналів до оператора.
Надходження до оператора сигналів від керуючого спільноти, - незалежно від рівня їх виникнення, - у будь-якого ступеня суперечать законам дії машини (блоку АЕС), призводить до спонтанного процесу поглиблення порушень кількісно і якісно.
Робота оператора в зоні відносності інструкцій і правил експлуатації з неминучістю призводить до негативних дій у машини (блоку АЕС), небезпечним для всього людського суспільства.
У [9] ці вимоги були об'єднані в математизовану формулу управління блоком АЕС з високим ККЯЕ і, відповідно, з високою культурою безпеки експлуатації блоку АЕС:
Жорсткість зворотного зв'язку до оператора як суб'єкту управління = жорсткості зворотного зв'язку від оператора як об'єкта управління. Таким чином, занадто загальне визначення культури безпеки експлуатації АЕС, дане INSAG в [13], має бути замінено на цілком конкретне:
Культура безпеки експлуатації АЕС визначається ступенем відповідності практики експлуатації блоків АЕС, - як на рівні всіх без винятку ієрархічних систем управління в державі, так і на рівні окремих осіб, - основному постулату, аксіомам і теорем КЯЕ.
6. Система обмеженого (відносного) єдиноначальності в оперативній експлуатації блоків АЕС.
Як вже говорилося вище, система обмеженого єдиноначальності в оперативній експлуатації першого блоку НВАЕС була розроблена та включена в інструкції з експлуатації в 1963 р. робочою групою під керівництвом наукового працівника Інституту атомної енергії С.А. Скворцова. Вище також відзначалися дві суттєві особливості введеної на першому блоці НВАЕС системи обмеженого єдиноначальності в оперативній експлуатації блоку АЕС:
Система обмеженого єдиноначальності була розроблена робочою групою, члени якої, - молоді співробітники ІАЕ ім. Курчатова і майбутні оперативні працівники НВАЕС, - не мали жодного досвіду експлуатації АЕС. Основою розробки системи обмеженого єдиноначальності були тільки умоглядні подання членів робочої групи про безпечної експлуатації АЕС.
Система обмеженого єдиноначальності була включена членами робочої групи в інструкції з експлуатації першого блоку НВАЕС (офіційні документи, обов'язкові до виконання) у тоталітарній державі СРСР, в якому на всіх без винятку ієрархічних рівнях управління безроздільно панував принцип абсолютного єдиноначальності (див. вище).
Зрозуміло, в момент створення системи обмеженого єдиноначальності не існувало жодних теоретичних основ КЯЕ. Навпаки, автор [8,9,10], один з членів робочої групи 1963 р., використовував створену тоді систему обмеженого єдиноначальності поряд зі своїм 25-річним досвідом експлуатації блоків АЕС в якості бази для розробки теоретичних основ КЯЕ. Навіть негативний досвід експлуатації блоків АЕС в СРСР, включаючи Чорнобильську катастрофу, пов'язаний насамперед з активним розмиванням і прямим придушенням системи обмеженого єдиноначальності в оперативній експлуатації АЕС ієрархічними структурами управління в СРСР з їх принципом абсолютного єдиноначальності, тільки підкреслює необхідність впровадження на державному рівні системи обмеженого єдиноначальності в експлуатації АЕС у всіх країнах, де АЕС будуються та експлуатуються.
Основою системи обмеженого єдиноначальності є два положення:
Якщо оператор вважає розпорядження вищестоящого начальника, не загрожує життю і здоров'ю людей чи цілісності основного обладнання, помилковим, він зобов'язаний вказати на це віддав розпорядження. У разі підтвердження розпорядження оператор зобов'язаний його виконати після запису в своєму оперативному журналі про свої сумніви у правильності відданого йому розпорядження.
Якщо оператор вважає розпорядження вищого начальника загрозливим життю або здоров'ю людей, або цілісності основного устаткування блоку АЕС, то він не виконує таке розпорядження ні за яких обставин, зробивши про це відповідний запис у своєму оперативному журналі.
Очевидно, що ці положення діаметрально суперечать принципу абсолютного єдиноначальності, який вимагає від кожного підлеглого виконувати розпорядження начальника, не розмірковуючи, але повністю відповідають формулі безпечної експлуатації АЕС, створюючи необхідну жорсткість зворотного зв'язку від оператора як об'єкта управління до вищих рівнів ієрархічної системи керуючого спільноти.
Включені спочатку в загальні положення інструкції по ліквідації аварійних ситуацій на першому блоці НВАЕС вимоги системи обмеженого єдиноначальності з плином часу були перенесені фактично в усі посадові інструкції оперативного персоналу НВАЕС, а потім і в інструкції знову пускали блоків АЕС в СРСР. Навіть у розпал боротьби з "непокірним" оперативним персоналом завзяті прихильники принципу абсолютного єдиноначальності не зважилися прибрати ці вимоги з посадових інструкцій оперативного персоналу. З плином часу відповідно до нових вимог з безпеки експлуатації АЕС кілька видозмінювалися формулювання, але зміст їх завжди залишався незмінним - створити необхідну жорсткість зворотного зв'язку від оператора як об'єкта управління до вищих рівнів ієрархічної системи керуючого спільноти для виключення прийняття та виконання рішень, що суперечать принципам і законам дії блоку АЕС.
Найбільш послідовно і повно вимоги системи обмеженого єдиноначальності викладені в даний час в [4,5] і саме в цій редакції вони будуть викладені в даному конспекті.
Якщо начальник зміни АЕС черги вважає розпорядження вищого адміністративно-технічного персоналу помилковим, він зобов'язаний вказати на це вищестоящому особі. У разі підтвердження розпорядження начальник зміни АЕС черги зобов'язаний його виконати.
Розпорядження вищого адміністративно-технічного особи, що загрожують життю людей, збереження обладнання, порушують ядерну та радіаційну безпеку, що можуть призвести до втрати харчування СН енергоблоку або знеструмлення особливо відповідальних споживачів не виконуються ні за яких обставин. Всі переговори про оспорюваних розпорядженнях повинні фіксуватися НС АЕС в оперативному журналі.
Жодна посадова особа не вправі скасувати, змінити або припинити виконання технологічного розпорядження, відданого НСАЕС черги підлеглому персоналу, окрім як через самого НСАЕС черги або особи, яка прийняла на себе керівництво зміною в надзвичайних обставинах.
Жоден працівник з числа оперативного персоналу енергоблоку НВ АЕС без попереднього повідомлення НСАЕС черги та отримання від нього дозволу не має права приступити до виконання розпорядження, отриманого ним безпосередньо від керівного адміністративно-технічного працівника цеху (відділу) або керівництва НВ АЕС.
Директор, головний інженер НВ АЕС, ЗГІЕ-НБ мають право відсторонити від чергування НСАЕС черзі, не забезпечує виконання своїх обов'язків, із записом обгрунтування в оперативному журналі НС АЕС черги. До прибуття на робоче місце іншого начальника зміни АЕС черги (за викликом) тимчасове виконання обов'язків старшого оперативного керівника в даній зміні має бути покладено на ЗГІЕ-НБ без права оперативних перемикань.
Керівник НВАЕС, який витіснив НСАЕС черги від оперативної роботи, зобов'язаний особисто повідомити про це ДД АЕС, організувати виклик на роботу іншого НСАЕС черги, ознайомити оперативний персонал енергоблока (в першу чергу персонал БЩУ) зі своїм рішенням.
Тимчасовий старший оперативний керівник з моменту його призначення таким і протягом всього періоду чергування до здачі зміни приймає на себе в повному обсязі обов'язки, відповідальність і права НСАЕС черги.
Оперативним керівником діями персоналу при проходженні аварійних режимів і режимів порушення умов нормальної експлуатації, пов'язаних з відмовами основного обладнання РУ і енергоблоку, є НСАЕС черги. Про виникнення будь-якого режиму порушення умов нормальної експлуатації приводить до скидання електричного навантаження блоку більше 10 МВт НСАЕС черги повідомляє ДД НВАЕС відповідно до вимог своєї посадової інструкції.
Місце знаходження оперативного керівника діями персоналу є БЩУ-5. На БЩУ під час проходження режимів по п.1.5 мають право перебувати особи, які беруть безпосередню у оперативних перемикань, а також особи адміністративно-технічного персоналу на розсуд оперативного керівника.
Вказівки старших за посадою (неоперативних) працівників для оперативного керівника діями персоналу є рекомендаціями і можуть не виконуватися, якщо вони не відповідають плану, наміченим оперативними керівником.
Старший за посадою працівник має право відсторонити оперативного керівника, якщо останній не в змозі здійснювати керівництво і прийняти керівництво на себе або доручити іншій особі з записом про це в оперативному журналі. Про заміну керівника діями персоналу негайно ставляться до відома як вищий, так і підлеглий оперативний персонал. Особа, яка прийняла на себе керівництво діями персоналу, незалежно від посади, приймає на себе всі обов'язки відстороненого і підпорядковується вищестоящому оперативному особі.
Виконання оперативних перемикань допускається робити лише атестованому в установленому порядку персоналу.
Зрозуміло, не можна при цьому стверджувати, що наведена вище система обмеженого єдиноначальності є досконалою, якщо її вдавалося розмивати і пригнічувати практично в СРСР запопадливим прихильникам принципу абсолютного єдиноначальності, не гребує для досягнення своїх цілей застосуванням найрізноманітніших способів. Але відпрацьована і вдосконалена в заданому напрямку і підкріплена законодавчо на державному рівні, така система в оперативній експлуатації АЕС могла б стати дійсним бар'єром на шляху прийняття та здійснення безграмотних волюнтаристських рішень, що порушують принципи і закони дії блоків АЕС з усіма витікаючими з цього наслідками. Одним із шляхів удосконалення системи обмеженого єдиноначальності в оперативній експлуатації АЕС з використанням міжнародного досвіду могло б стати створення та здійснення відповідної програми МАГАТЕ. Прикладом корисності такої програми може служити той факт, що якщо у французькому виданні [11] декларується: визнання оператором своєї помилки не є визнанням його винності, а першим кроком у правильному напрямку, що дозволяє в подальшому уникнути повторення подібних помилок, - то з російського видання [ 12] ця декларація просто викинута. І не дивно, тому що на російських АЕС завжди існував документ щодо визначення винного в подіях і аваріях на блоках АЕС, що служив непоганим зброєю при придушенні системи обмеженого єдиноначальності в оперативній експлуатації АЕС.
Список літератури
Аварії й інциденти на атомних електростанціях. Навчальний посібник з курсів "Атомні електростанції", "Надійність та безпечність АЕС". Обнінський інститут атомної енергетики. Обнінськ. 1992
Правила ядерної безпеки атомних електростанцій ПБЯ-04-74. Москва, Атоміздат, 1976 р.
Загальні положення забезпечення безпеки атомних станцій (ОПБ-88). ПН АЕ Г - 1 - 011 - 89. Москва, Вища школа, 1990 р.
Інструкції з ліквідації проектних аварій і режимів порушення нормальної експлуатації блоків НВ АЕС. Нововоронеж, 1963 - 1997 р.р.
Посадова інструкція начальника зміни 5-го блоку НВАЕС. Нововоронеж, 1980-97 р.р.
Про причини та обставини аварії на 4 блоці Чорнобильської АЕС 26 квітня 1986 р. Доповідь Комісії Госпроматомнадзора СРСР. Москва, 1991 р.
Смутний В.І., Ревін А.В., Ефрюшкін В.А. "Оператор в системі управління АЕС та необхідність оптимізації інформаційного забезпечення його діяльності". Москва, Електричні станції, № 5, 1986 р.
Смутний В.І. "Про культуру ядерної експлуатації". Москва, Електричні станції, № 1, 1989 р.
Смутний В.І. "Безпека атомних станцій і людський фактор". Москва, Електричні станції, № 5, 1991 р.
Smoutnev VI Man-machine systems in the nuclear power industry. IAEA-TECDOC-762, Vienna, 1994.
Memento de la Surete Nucleaire en exploitation. EDF - SPT - Paris - Juin 1990.
Безпека атомних станцій. Росенергоатом, ВНДІАЕС, ЕДФ. Париж, 1994
IAEA Safety Culture A report the international nuclear safety advisory group Safety Series No.75-INSAG-4 IAEA Vienna 1991.
IAEA-TECDOC-860 ASCOT Guiedlines Revised 1996 Edition.