Отзыв ведущей организации (Оценка показателей риска для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС)

УПЗЕРЖДАЮ: Ре~тор Федерального государственного бвзджетного образовательногоучреждения высшего профессионального образования Нижегородский государственный ''ЧВПГ итет им. Р.Е. Алексеева ОТЗЫВ ВЕДУЩЕЙ ОРХ*АНИЗАЦИИ Федерального государственного б1оджетиого образовательного учреждении выс~него профессионального образовании Нижегородский государственный технический университет им.

Р,Е. Алексеева иа диссертацию Берберовой Марии Александровны на тему <<Оценка показа*елей риска дла вторъгх очередей Смоленской н Курской АЭС»ч представленную на соискание ученой степени кандидата технических наук цо специальности 65Л4.63 — Ядерные зиергетические установки~ включая проектирование, зксплуатацпю и вь1вод из зксплуатацип Диссертация по сия сцена Оценке радиационного риска от атомных злектростанций 1АЭС) с наиболее потенциально о~~оными реакторами типа РБМК. Оцен~а радиационного риска необходима для выработки мер по ограниченного последствий возможных ~яжелых запроектньп~ аварий. Работа выполнена в ~оответст~и~ с требованиями раздела П Типового паспорта безопасности критически важного (опасного) объекта Росатома о необходимости проведения работ по оценке риска критически вахмьгх (опасных) объектов Росатома и по ~цадике риска АЭС, что свидетельствует об актуальности темы.

Разработка инженерной зкспресс-методики сцен~и риска критически важных 1опасных) объектов Росатома, в частности, АЭС имеет высокуи теоретическую и практическую значимость. Диссертация состоит нз введения, четырех глав, захлючення, списка литературы из 119 наименований. Общий объем составляет 130 страниц, включая 19 рисунков и 18 таблиц.

Структура и содержание диссертации Во введении дано обоснование актуальности темы диссертационного исследования, степени разработанности объекта исследования, сформулированы цель и задачи работы, научная новизна, теоретическая и практическая значимость, методология и методы исследования, выносимые на защиту положения. В первой главе приводится обзор методов оценок риска, описываются термины и определения, необходимые для оценок риска и рассматриваются основные количественные показатели риска.

Выполнен аналитический обзор литературы по тематике исследования. Во второй главе описана методика оценки показателей риска АЗС. В главе описана концепция проведения оценок риска и приведена общая процедура проведения оценок риска Приведено описание необходимых исходных данных для оценки показателей риска. Описаны применяемые методы оценок риска и обосновано их применение. Приведено описание процедуры определения показателей степени риска. Рассмотрена оценка социально-экономических последствий аварий. В третьей главе представлены результаты оценок риска для вторых очередей Смоленской н Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

Оценка риска проводится только для наиболее опасной аварии. В качестве таковой рассматривалась авария с потерей системы внешнего энергоснабжения. В четвертой главе представлен методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения н оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба. Проведен расчет годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.

Расчет проводился для наиболее опасной аварии с потерей системного внешнего энергоснабжения. Проведена оценка ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба. В заключении приведены основные выводы по результатам работы. Актуальность темы В соответствии с требованиями раздела П паспорта безопасности (приказ г Министра МЧС России № 50б «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта»), необходимо проводить работы по оценке риска, в частности, АЭС. В настоящее время существуют многочисленные оценки рисков (экологического, технологических аварий, политических, финансовых и т.п.) применительно к сложным техническим объектам, основанные на предположительно соблюдаемых нормах безопасности эксплуатации таких объектов с учетом вероятностей возникновения тех или иных инцидентов. Однако именно радиационный риск для населения в зоне расположения АЭС при авариях различного типа не был определен, причем не было разработано методических рекомендаций по проведению соответствующего анализа.

При этом, для оценки уровня безопасности окружающей среды (как при создании новых, так и при выводе выработавших свой ресурс реакторных установок) такой анализ совершенно необходим. Цель диссертационной работы — разработка методического подхода для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения для обоснования безопасности АЭС и его практическое применение к реально действующим объектам. Научная новизна основных результатов диссертации Новым является разработанный подход для расчета годовой эффективной дозы облучения как всего населения, так и одного человека, находящегося в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.

Новизной также является разработанный соискателем подход для расчета ущерба, нанесенного как всему населению, так и одному человеку, находящемуся в кольцевом сегменте румба. Представляет интерес проведенный анализ эффективных доз облучения персонала и населения при наиболее опасных авариях на АЭС. Значимость для науки и практики результатов диссертационной работы Предложенный гюдход к проведению оценок риска АЭС использован при оценках риска, связанного с эксплуатацией АЭС, в целях совершенствования применяемых на АЭС систем, выполняющих функции безопасности и функции снижения риска до приемлемого уровня.

Результаты оценок риска могут быть использованы для: Определения возможности и оценки риска возникновения аварий на АЭС. Оценки возможных последствий чрезвычайных ситуаций. Оценки готовности АЭС к предупреждению аварий и достаточности мер по защите персонала и территорий от чрезвычайных ситуаций.

Разработки мероприятий по снижению риска и смягчению последствий аварий. Расчета сил и средств для ликвидации возможных аварий. Предлагаемые в диссертации подходы могут найти применение в новых разработках предприятий атомной отрасли и МЧС России. Достоверность основных выводов и результатов диссертации О достоверности результатов диссертации свидетельствуют публикации автора в рецензируемых научных журналах, три из которых входят в Перечень ВАК РФ. Важным достоинством рассматриваемой работы, свидетельствующим о ее высокой практической значимости, является наличие 3 актов о внедрении результатов диссертационной работы.

Результаты работы обсуждены и одобрены ОАО «Концерн «Росэнергоатом». Качество оформления диссертации и автореферата В диссертации достаточно подробно сформулированы проблематика, цели и задачи исследования. Диссертация соответствует паспорту специальности 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию н вывод из эксплуатации. Областью исследований является «Разработка методов обоснования безопасности и экологической приемлемости технологий и объектов ядерной техники».

Автореферат в должной мере отражает содержание диссертации и полученные в ней результаты. Замечания по диссертации 1. Вызывают сомнения результаты расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба (1,6 мЗВ), который проводился для наиболее опасной аварии на АЭС с реакторами РБМК, не имеющими защитной оболочки. После модернизаций с целью повышения безопасности таких АЭС значительно снижена вероятность возникновения таких аварий, что соответственно уменыпает и риск.

Однако в случае возникновения указанной аварии радиоактивным веществам из неохлаждаемой активной зоны ничто не будет мешать распространяться по площадке и за ее пределы, приводя к загрязнению окружающей среды и переоблучению населения. 2. В работе указывается, что рассчитанная годовая эффективная доза в случае аварии не превышает нормы, указанной в НРБ-99~2009.

Однако в этом документе нормы указаны для нормальной эксплуатации, а для аварий - Критерии для принятия решений, в частности об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов. 3. При расчете распространения радиоактивности по территории за пределами площадки, выполняемом в работе по заимствованной программе, должна, очевидно, в качестве входных данных использоваться величина выхода радиоактивности за пределы герметичных помещений при тяжелой аварии. Неясно значение этой величины и откуда она берется.