Атомная электростанция (АЭС) – комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую.

Атомная теплофикационная станция и атомная станция теплоснабжения – комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование, предназначенное для преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую.

Система управления и защиты (СУЗ) – технологическая система реактора АЭС, представляющая собой совокупность устройств, предназначенных для :

– контроля мощности (интенсивности цепной реакции);

– управления цепной реакции;

– аварийного гашения цепной реакции.

Контрольно-измерительные приборы (КИП) – система датчиков и приборов для контроля технологических параметров реакторной установки АЭС (температуры, давления, расхода теплоносителя и т.д.).

Аварийная защита (АЗ) – устройство СУЗ, предназначенное для быстрого автоматического и ручного дистанционного гашения цепной реакции.

Автоматический регулятор (АР) – устройство СУЗ, предназначенное для автоматического управления мощностью реактора (интенсивностью цепной реакции).

Ручной регулятор (РР) – дистанционно управляемое устройство СУЗ, предназначенное для воздействия на реактивность реактора.

Компенсирующий орган (КО) – автоматически или дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ, предназначенное для подавления активности в случаях, когда эффективности регулятора для этой цели недостаточно.

Минимально контролируемый уровень (МКУ) – минимальный уровень мощности реактора, достаточный для контроля за цепной реакцией с помощью штатной аппаратуры СУЗ.

Локальная критмасса – количество ядерного топлива в части активной зоны, в пределах которой может возникнуть неуправляемая самоподдерживающаяся цепная реакция.

Физический пуск – загрузка активной зоны штатными тепловыделяющими сборками (ТВС), достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых экспериментов на уровне мощности, при которой разогрев теплоносителя энергией деления незначителен.

Энергетический пуск реактора – вывод реактора с уровня мощности физического пуска до уровня, достаточного для пуска турбины и проведения необходимых экспериментов при поэтапном подъеме мощности.

Ядерная авария – потеря управления цепной реакцией в реакторе либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок, приведшее к потенциально опасному облучению людей или к повреждению тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) сверх допустимых пределов.

Ядерно-опасный режим – отклонения от пределов условий безопасной эксплуатации реакторной установки АЭС, не приведшие к ядерной аварии.

Максимальный запас реактивности – реактивность, реализуемая в реакторе при удалении всех исполнительных органов СУЗ, включая растворы жидких поглотителей, для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения (Kэфф).

Атомная станция считается безопасной, если:

  • радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводит к превышению условных значений;

  • радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях.

Например, при эксплуатации АЭС допустимые суточные газообразные выбросы должны быть не более:

Таблица 1

Нуклиды допустимые выбросы	Нормализованные Ku/сут. Ku/сут*1000МВт (эл).	Допустимые величины выброса
Смесь инертных радиоактивных газов (аргон, криптон, ксенон)	500	3000
Иод-131 (газообразная и аэтозольная фаза)	0,01	0,06
Смесь долгоживущих нуклидов	0,015	0,09
Смесь короткоживущих нуклидов	0,2	1,2

Среднемесячные допустимые выбросы с АЭС газоаэрозольных радиоактивных веществ.

Таблица 2

Нуклиды допустимые выбросы	Нормализованные Ku/сут. Ku/сут*1000МВт (эл).	Допустимые величины выброса
Стронций-90	1,5	9
Стронций-89	15	90
Цезий-137	15	90
Кобальт-60	15	90
Марганец-54	15	90
Хром-51	15	90

Нормативной документацией по безопасности в атомной энергетике в России определены количественные критерии оценки степени безопасности конкретной атомной станции.

В первую очередь, это количественные значения тех технических показателей, которые нормируются, т.е. к которым установлены определенные количественные требования (критерии). Эти значения не должны превышать (или быть меньше) некоторых установленных пределов. Выход же за нормируемые границы рассматривается как выход за пределы безопасности. Примерами таких ограничений могут быть:

  • минимальное число дублирующих систем безопасности;

  • максимальное количество радиоактивных выбросов за сутки, месяц, год;

  • предельно допустимое значение частоты вырабатываемого электрического тока и т.д.

Эти показатели, как правило, применяются на уже действующих станциях. Особую ценность представляют оценки состояния безопасности атомной станции не по отдельным показателям, связанным с состоянием конкретных систем, а АЭС в целом. Здесь применяются специальные критерии: вероятность крупных радиоактивных выбросов в окружающую среду и вероятность разрушения активной зоны реактора в течение года, а также вероятность смерти человека вследствие аварии на АЭС. Расчет числовых значений указанных параметров проводится для каждого энергоблока отдельно на основе методов вероятностного анализа безопасности, рекомендованных МАГАТЭ.

Предельные значения таких интегральных критериев безопасности для одного реактора составляют:

  • вероятность радиоактивных выбросов – 1•10^-7/год;

  • вероятность повреждения активной зоны – 1•10^-5/год;

  • индивидуальный риск для здоровья – 1,65•10^-4/чел.бэр.

В России эксплуатируемые энергоблоки атомных станцийпостроены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х, и 80-х гг. ХХ в. Каждый из указанных периодов имел свой набор НД по безопасности, со временем все более ужесточавшихся:

Таблица 3

АЭС	Количество блоков	Тип реакторной установки
Первое поколение
Нововоронежская (блоки 3,4)	2	ВВЭР-440 (В-179)
Кольская (блоки 1,2)	2	ВВЭР-440 (В-230)
Ленинградская (блоки 1,2)	2	РБМК-1000
Курская (блоки 1,2)	2	РБМК-1000
Билибинская (блоки 1-4)	4	ЭПГ-6
Второе поколение
Нововоронежская (блок 5)	1	ВВЭР-1000 (В-187)
Кольская (блоки 3,4)		ВВЭР-440 (В-213)
Калининская (блоки 1,2)	2	ВВЭР-1000 (В-338)
Смоленская (блоки 1,2)	2	РБМК-1000
Ленинградская (блоки 3,4)	2	РБМК-1000
Белоярская (блок 3)	1	БН-600

Для оценки ядерных инцидентов и событий на атомных станциях применяют специальную Международную шкалу ядерных событий (INES – International Nuclear Event Scale). Ее применяют также в отношении не только АЭС, но и всех других ядерных установок и объектов, связанных с гражданской ядерной промышленностью, а также к любым событиям, происходящим при транспортировке радиоактивных материалов.

В соответствии со шкалой INES все события разделены на семь уровней. События нижних уровней (с первого по третий) называются инцидентами (происшествиями), а верхнего уровня – авариями. События, несущественные с точки зрения безопасности, относят к нулевому уровню (ниже шкалы) и называют отклонениями. Если событие совсем не связано с безопасностью, то его определяют как событие вне шкалы.

Критерии оценки безопасности представлены в таблице 4.

Таблица 4

Название событий по шкале INES	Критерии оценки безопасности
	деградация защиты в глубину	последствия на площадке АЭС	последствия вне площадки АЭС
События вне шкалы	Нет связи со шкалой событий
0-событие с отклонением ниже шкалы	Отсутствует значимость с точки зрения безопасности
1-аномальная ситуация	Аномальная ситуация, выходящая за пределы допустимого при эксплуатации	Значительное распространение радиоактивности
2-инциндент	Инциндент с серьёзными отказами в средствах обеспечения безопасности	Значительное распространение радиоактивности; выше пределов допустимого
3-серьёзный инцидент	Практически авария; все уровни безопасности отсутствуют	Серьёзное распространение радиоактивности; облучение с серьезными последствиями	Пренебрежимо малый выброс: облучение населения
4-авария без значительного риска для окружающей среды	Серьезное повреждение	Минимальный выброс: активной зоны и физических барьеров; облучение персонала с летальным исходом	облучение населения в допустимых пределах
5-авария с риском для окружающей среды	Тяжелое повреждение активной зоны и физических барьеров	Ограниченный выброс: требуется применение плановых мероприятий по восстановлению
6-серьёзная авария		Значительный выброс: требуется полномаштабное применение мероприятий по восстановлению
7-тяжелая авария		Сильный выброс: тяжелые последствия для населения и окружающей среды

К радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию материалы, растворы, газообразные среды, изделия, аппаратура, биологические объекты, грунт и т.п., в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными актами. В категорию «РАО» может быть включено также отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), если оно не подлежит последующей переработке с целью извлечения из него компонентов и после соответствующей выдержки направляется на захоронение. РАО подразделяются на высокоактивные отходы (ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО). Деление отходов по категориям устанавливается нормативными актами.

Радиоактивные отходы образуются:

  • при эксплуатации и снятии с эксплуатации предприятий ядерного топливного цикла (добыча и переработка радиоактивных руд, изготовление тепловыделяющих элементов, производство электроэнергии на АЭС, переработка отработавшего ядерного топлива);

  • в процессе реализации военных программ по созданию ядерного оружия, консервации и ликвидации оборонных объектов и реабилитации территорий, загрязненных в результате деятельности предприятий по производству ядерных материалов;

  • при эксплуатации и снятии с эксплуатации кораблей военно-морского и гражданского флотов с ядерными энергетическими установками и баз их обслуживания;

  • при использовании изотопной продукции в народном хозяйстве и медицинских учреждениях;

  • в результате проведения ядерных взрывов в интересах народного хозяйства, при добыче полезных ископаемых, при выполнении космических программ, а также при авариях на атомных объектах.

Радиоактивные отходы находятся в хранилищах и могильниках в различных физико-химических формах: в твердом виде (загрязненное оборудование, материалы, грунты и др.), отвержденном (битумные, цементные и стеклоподобные блоки) и жидком (радиоактивные растворы и пульпы, хранящиеся в специальных емкостях и открытых бассейнах, а также растворы, закаченные в глубинные подземные горизонты горных пород). В настоящее время общая активность отходов, образовавшихся на предприятиях Минатома России, оценивается в 3-4 млрд Кu.

Общее количество ОЯТ, хранящегося на АЭС, составляет 7200 т, общая активность равна ~ 4б109 Кu.

В соответствие с Основными санитарными правилами (ОСП – 72/87) ЖРО по удельной активности делятся на следующие категории:

  • слабоактивные – ниже 10^-5 Кu/л;

  • среднеактивные – от 10^-5 до 1 Кu/л;

  • высокоактивные – 1 Кu/л и выше.

По тем же правилам твердые отходы считаются радиоактивными, если удельная активность отходов превышает:

  • 2•10^-7 для источников альфа-излучения (10-8 Кu/кг для трансурановых нуклидов);

  • 2•10^-6 Кu/кг для источников бета-излучения;

  • 10^-7 г.экв Ra/кг для источников гамма-излучения.

Классификация РАО по удельной активности не совсем удачная, т.к. она не учитывает ни периода полураспада, ни радионуклидный и физико-химический состав, практически не учитывает наличия плутония и трансурановых элементов, хранениекоторых требует специальных жестких мер, как это принято в международной практике, но, тем не менее, в таком виде она пока существует в России.