Загальні відомості
В Україні немає Закону, як в США, що задає законодавчі рамки вимог, обов'язкових для власників, експлуатантів, регулятора та інших учасників продовження термінів експлуатації АЕС, і конкретика яких розкривається в нормативних, підзаконних актах регулятора, що вичерпно розшифровують вимоги Закону в спосіб, зрозумілий для всіх сторін.
В Україні прийнято підхід до організації періодичної оцінки безпеки в орієнтації на рекомендації МАГАТЕ SSG-25 «Періодичний розгляд безпеки атомних станцій» (документ дуже корисний, але не обов'язковий для суворого виконання, а скоріше важливий для імплементації його норм у вітчизняне законодавство в разі прийняття запропонованого підходу).
Підхід до організації періодичного оцінювання безпеки енергоблоків АЕС ґрунтується на оцінюванні безпеки по частинах, за допомогою аналізу чинників безпеки, згідно з рекомендаціями, викладеними в цьому посібнику.
Рекомендації МАГАТЕ побудовані на аналізі 14 чинників безпеки, одним із яких є чинник безпеки (ФБ-3) «Кваліфікація обладнання».
В Україні введено в дію кілька нормативно-правових актів, які регламентують вимоги до організації періодичного розгляду безпеки.

Затверджені нормативні документи перелічено нижче по мірі їх введення в дію:
1) Загальні вимоги до продовження експлуатації енергоблоків АЕС у надпроєктний строк за результатами здійснення періодичної переоцінки безпеки (2004р);
2) Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій (2010р);
3) Вимоги до сейсмостійкого проєктування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій (2016р);
4) Вимоги до періодичної переоцінки безпеки енергоблоків атомних станцій (2017р).

Перелічені документи згідно з юридичними нормами мають статус підзаконних актів, призначення яких повинно полягати у викладенні методик, інструкцій щодо реалізації відповідних положень Законів України з використання ядерної енергії та радіаційної безпеки.
Однак, перелічені нормативні документи не містять ні методик, ні інструкцій щодо реалізації положень Законів України.
Можна зазначити, що нормативний акт «Вимоги до періодичної переоцінки безпеки енергоблоків атомних станцій», який є підґрунтям для продовження експлуатації, було введено в дію у 2017 році після продовження експлуатації у понадпроєктний термін перших двох енергоблоків Південноукраїнської АЕС (ПАЕС) та перших двох блоків Запорізької АЕС (ЗАЕС), тобто переоцінку безпеки цих чотирьох енергоблоків здійснювали без нормативного документу у «ручному» режимі управління (що в принципі є неприпустимим згідно умов безпеки).
На офіційному сайті Південноукраїнської АЕС (грудень 2019 р.) опубліковано інтерв'ю керівника служби аналізу безпеки, присвячене періодичній переоцінці безпеки енергоблока №3, і розробці звіту з періодичної переоцінки безпеки.

В інтерв'ю зазначено, що:

- обсяг звіту становить близько 5,5 тисяч сторінок;
- у роботах з переоцінки безпеки та складанні звіту брали участь як персонал АЕС, так і персонал залучених організацій;
- трудовитрати фахівців залучених організацій склали близько 23 людино-год.,
- до яких слід додати трудовитрати власного персоналу 13 підрозділів ПАЕС, які також брали участь у переоцінці безпеки та розробці звіту.
Слід зазначити, що переоцінку безпеки енергоблока 3 ПАЕС здійснювали після оцінювання безпеки енергоблоків 1,2, тобто за наявності досвіду, отриманого щодо блоків №1,№2, і за наявності результатів переоцінки безпеки однотипного обладнання.
Аналогічна ситуація і на інших АЕС (у частині супер об'ємних документів і повторюваності перерахувань виконаного раніше і повторюваного у звітності кожного блоку тієї ж серії, кожного подальшого переоцінювання).

Кваліфікація обладнання АЕС і як вона нормується в Україні
Згідно з нормативним документом «Загальні положення безпеки атомних станцій» (пункт 2.43) кваліфікація устаткування означає підтвердження того, що конструкція, система (елемент) у межах усього терміну експлуатації будуть виконувати покладені функції, як під час нормальної експлуатації, так і під час проєктних аварій з урахуванням характеристик довкілля, в якому функціонує конструкція, система (елемент).
Іншими словами, кваліфікація обладнання – це діяльність зі встановлення поточного технічного стану обладнання, що підтверджує його працездатність відповідно до проєкту, тобто – це основний фактор, який визначає безпеку атомного енергоблока.
Перш ніж торкнутися розгляду нормативних документів, що регламентують переоцінку безпеки, пропонується розглянути історію появи терміна «кваліфікація устаткування» в нормативній документації з ЯРБ в Україні.
Увага до термінології викликана тим, що однією з найважливіших умов ефективності законодавчого регулювання є однаковість використовуваної в законотворчості термінології, що передбачає доктринальне опрацювання юридичних понять, їхніх систем і конструкцій, такими є рекомендації ОБСЄ, викладені в підручнику «Законодавча техніка. Навчальний посібник».
Можна припустити, що термін «кваліфікація» запозичений регулятором України під час розроблення нормативної документації з назви звіту №3 МАГАТЕ із серії безпеки «Equipment qualification in operational nuclear power plants: upgrading, preserving and reviewing» (Атестація устаткування діючих атомних станцій: модернізація, консервація, переоцінка).
Згідно з нормативним документом МАГАТЕ «Термінологія, що використовується в галузі ядерної безпеки та радіаційного захисту» (стор. 22), термін «qualification equipment» офіційно перекладається як «атестація обладнання», тобто замість терміна «кваліфікація» обладнання слід було б використовувати термін «атестація» обладнання.
Також, згідно з пунктом 2.16 керівництва з безпеки SSG-25 «Періодичний розгляд безпеки атомних станцій» у переліку факторів безпеки під номером (3) значиться фактор безпеки «атестація обладнання», а не «кваліфікація обладнання».
Термін «кваліфікація» обладнання став використовуватися в Україні в нормативній документації з ЯРБ (ядерної та радіаційної безпеки) після набуття незалежності.
Слід зазначити, що в СРСР не використовували термін «кваліфікація» обладнання, тому в технічній документації на обладнання, виготовлене та поставлене за часів СРСР, відсутні відомості щодо «кваліфікації».

В українській нормативній документації з ЯРБ запроваджено кілька похідних термінів від терміна «кваліфікація обладнання», а саме:

1) кваліфікаційний строк;
2) кваліфікаційні вимоги;
3) кваліфікаційні характеристики;
4) кваліфікаційні випробування.

Ці терміни близькі, але не повною мірою відповідають термінам, які використовуються в національних технічних стандартах України. Особливо викликають нарікання поняття «кваліфікаційні вимоги» та «кваліфікаційні характеристики».
Або, наприклад, термін «кваліфікаційні випробування» – згідно зі стандартом підприємства СОУ НАЕК 179-2019 «Кваліфікація обладнання енергоблоків АЕС ДП «НАЕК «Енергоатом». Загальні вимоги» означає випробування обладнання з визначення його кваліфікаційних характеристик.
Згідно з пунктом 4.2.11 ДСТУ 3021-95 «Випробування і контроль якості продукції. Терміни та визначення» під кваліфікаційними випробуваннями розуміють випробування настановної серії обладнання з метою оцінки готовності виробництва до випуску продукції даного типу в заданій кількості.
Таким чином, термінологія нормативних актів з ЯРБ України не збігається з термінологією українських національних технічних стандартів, країн з розвиненою атомною енергетикою, МАГАТЕ, що неприпустимо.
Некоректне використання термінології веде до збільшення обсягу робіт з оцінки технічного стану обладнання.
Як уже зазначено вище, періодична переоцінка безпеки АЕС в Україні проводиться по частинах. Кожна частина представляє аналіз окремого фактора безпеки, яких загалом 14. Одним із факторів безпеки, як уже зазначено вище, є «кваліфікація обладнання» (ФБ-3).
За результатами періодичного розгляду безпеки складають 14 окремих звітів за кожним фактором безпеки та загальний звіт, який називається комплексним звітом, що є компіляцією 14 звітів.
Ключовим моментом під час переоцінки безпеки енергоблока є визначення складу (переліку) систем і обладнання, що підлягають переоцінці безпеки, включно з кваліфікацією обладнання.
Згідно з нормативним актом «Вимоги до періодичної переоцінки безпеки енергоблоків атомних станцій» періодична переоцінка безпеки проводиться для кожного енергоблока. При цьому енергоблок розглядають як виробничий комплекс, який охоплює безпосередньо енергоблок, а також усі установки, об'єкти та споруди, що належать до технологічного комплексу та зазначені в ліцензії на право експлуатації.
Згідно з нормативним документом «Загальні вимоги до продовження експлуатації енергоблоків АЕС у надпроєктний термін за результатами здійснення періодичної переоцінки безпеки» у розділі 1 зазначено, що переоцінка безпеки складається з розгляду кожної системи та виду обладнання відповідно до технічного обґрунтування безпеки.
У цьому ж розділі нижче сказано, що переоцінка охоплює системи та елементи, важливі для безпеки.
Не важко помітити, у зазначених двох нормативних актах немає чітких вказівок щодо складу систем, обладнання, які підлягають переоцінці безпеки.
Крім того, у нормативних документах зазначено, що експлуатуюча організація за необхідності розробляє детальні вимоги до проведення періодичної переоцінки безпеки атомних станцій і складання звіту за результатами оцінки.
Таким чином регулятор (ДІЯРУ) свої повноваження щодо розроблення стандартів, правил, норм, передбачені Законом України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку», передає експлуатуючій організації.
Передача експлуатуючій організації можливості щодо деталізації вимог норм є нічим іншим, як дозволом інтерпретувати нормативні акти, що згідно з юридичними нормами неприпустимо.
Вище розглянуто два нормативні акти з ЯРБ України як демонстрацію їхньої недосконалості при визначенні обладнання, що підлягає переоцінці безпеки. Аналогічна ситуація і з іншими нормативними актами з переоцінки безпеки.
Що стосується кваліфікації, то нормативним актом «Вимоги до періодичної переоцінки безпеки енергоблоків атомних станцій» передбачено кваліфікацію обладнання за двома факторами: 1) «жорсткі» умови й 2) сейсмічні впливи.
Мета кваліфікації обладнання на сейсмічні впливи зрозуміла – визначення максимальних напружень у конструкції обладнання під час впливу на нього пікового прискорення при максимальному розрахунковому землетрусі (МРЗ) з урахуванням проєктних навантажень і навантажень під час аварії.
Мета кваліфікації обладнання на «жорсткі» умови роботи в нормативній документації з ЯРБ однозначно не визначена.
Наприклад, технічний стан запірної арматури визначається: зовнішнім виглядом, кількістю відпрацьованих циклів або кількістю відпрацьованого часу, відсутністю протікання в корпусі назовні, оскільки корпус є межею тиску, часом закриття й відкриття затвора, величиною налаштування моментної муфти, пропуском середовища через затвор, навантаженням електродвигуна приводу під час закриття/відкриття затвора, роботою колійних вимикачів.
Усі перераховані фактори періодично перевіряються реальними випробуваннями під час експлуатації блоку.
Що в цьому випадку означає кваліфікація арматури на «жорсткі» умови роботи? У жодному нормативному акті відповіді на це запитання немає, також немає посилань на інші нормативні документи, в яких ці питання нормуються.
Аналогічна ситуація щодо кваліфікації іншого обладнання.
В Україні не існує спеціального нормативного документа, що присвячений нормуванню діяльності з кваліфікації обладнання (встановлення технічного стану), на відміну від США, де в спеціальній нормативній документації детально викладено методи регламентації діяльності зі встановлення технічного стану систем, обладнання внаслідок впливу старіння.
У зв'язку з недосконалістю нормативної документації з регулювання діяльності з кваліфікації устаткування в ДП НАЕК «Енергоатом» розроблено додаткові документи, які за задумом мають компенсувати недоліки нормативних актів.
Розроблені документи мають статус «стандартів підприємства». Документи погоджено з регулятором, але ці документи не мають юридичної сили і призначені для внутрішнього користування.
(І як бути в такому разі, якщо з розвитком, приміром, малих реакторів інші суб'єкти господарської діяльності висловлять бажання будувати енергоблоки в Україні або, приміром, великі авторитетні компанії (приміром, така як EDF (Франція), що має атомні блоки та будує нові, зокрема, і за свої гроші) – їм зі своїми стандартами підприємства, «зі своїм Статутом у чужий город іти»?)

До додаткових документів належать:

1) СОУ НАЕК 179 Кваліфікація обладнання енергоблоків АЕС ДП НАЕК «Енергоатом». Загальні вимоги;
2) СОУ НАЕК 181 Кваліфікація обладнання, важливого для безпеки, на умови навколишнього середовища. Загальні вимоги;
3) СОУ НАЕК 182 Кваліфікація обладнання, важливого для безпеки, на сейсмічні впливи. Загальні вимоги;
4) ПМ-Д.0.03.476-18 Програма робіт з кваліфікації обладнання енергоблоків АЕС ДП НАЕК «Енергоатом»;
5) МТ-Т.0.03.305-12 Типова методика оцінки поточного стану кваліфікації обладнання енергоблоків АЕС;
6) МТ-Т.0.41.427-18 Методика адаптації результатів обґрунтування сейсмостійкості обладнання, виконаної на інших енергоблоках АЕС.

 

На майданчиках АЕС на додаток до перерахованих документів розроблено «свої» методики, програми з кваліфікації обладнання.
Таким чином, фахівці АЕС, здійснюючи кваліфікацію устаткування, повинні керуватися не тільки нормативно-правовими актами, а й стандартами підприємств, галузевими документами та внутрішніми документами АЕС.
Слід зазначити, що в разі розслідування наслідків порушень у роботі устаткування АЕС за участю виробників устаткування та/або проєктних організацій, то враховуються тільки документи, що мають юридичну силу.
Що стосується формування переліку обладнання для кваліфікації, то в стандарті підприємства зазначено, якщо в проєктній, конструкторській документації немає даних щодо кваліфікації, то для цього обладнання приймають, що кваліфікація не встановлена, ця умова поширюється також на кваліфікацію за сейсмічними впливами.
Ця умова некоректна з таких причин.
На етапі спорудження і введення енергоблоків АЕС в експлуатацію (1980-ті роки) по кожній системі, важливій для безпеки, робочими підкомісіями було складено акти готовності до комплексних випробувань, які проводяться на етапі освоєння потужності енергоблока. У цих актах зазначено, що обладнання спроєктовано і виготовлено відповідно до правил і норм, облаштування систем відповідає проєкту, монтаж виконано згідно з правилами і нормами, індивідуальні випробування виконано в повному обсязі пусконалагоджувальних програм. Ці акти слугували підтвердженням готовності систем і устаткування до експлуатації енергоблока згідно з проєктом, чинними правилами і нормами ЯРБ. Ці акти включені до складу акта Державної Приймальної Комісії (ДПК) з приймання кожного енергоблока в експлуатацію. До складу ГПК входив представник Держатомнагляду.
Акт приймання атомного енергоблока в експлуатацію ДПК містив практично всю інформацію в стислому викладі про технічний стан систем, обладнання в обсязі, достатньому, щоб вважати його прообразом остаточного звіту з аналізу безпеки.
Акти ДПК про приймання атомних енергоблоків Запорізької АЕС в експлуатацію затверджував міністр Міністерства енергетики та електрифікації СРСР.
Під час проєктування, комплектування та спорудження атомних енергоблоків в Україні діяв ГОСТ 15.000-73 «Система розроблення та поставлення продукції на виробництво. Загальні положення.»
Цей стандарт встановлював загальний порядок розроблення, узгодження та затвердження технічних завдань на розроблення продукції, проведення експертизи технічної документації, випробувань дослідних зразків (дослідних партій), видачі дозволів для поставлення на виробництво нової та модернізованої продукції (вироби, матеріали тощо), а також порядок проведення контрольних випробувань серійної, масової продукції та продукції одиничного виробництва.
В Україні нині діє ДСТУ 3278-95 «Система розроблення та поставлення продукції на виробництво. Основні терміни та визначення.» Цей стандарт аналогічний вище зазначеному ГОСТ 15.000-73.
Щодо АЕС, то відповідно до ГОСТ 15.000-73 технічне завдання на обладнання для систем безпеки розробляла проєктна організація. У технічному завданні вказувалися вимоги до обладнання, виходячи з умов його роботи в нормальних умовах, а також у «жорстких» умовах у разі аварії, вимоги щодо надійності та ресурсу. На підставі технічного завдання, погодженого з Держгіртехнаглядом (на той час Держгіртехнагляд здійснював функції Держатомнагляду), виготовляли дослідний зразок або дослідну партію, проводили приймальні випробування виробу приймальною комісією за участю Держгіртехнагляду за спеціальною програмою на відповідність виробу технічному завданню. За результатами випробувань складали протокол випробувань і протокол поставлення виробів на виробництво.
Приймальна комісія проводила також кваліфікаційні випробування, які, як уже згадувалося вище, згідно зі стандартом ДСТУ 2925-94 «Якість продукції. Оцінка якості продукції. Терміни та визначення» (під час виготовлення обладнання діяв аналогічний стандарт). Згідно з цим стандартом кваліфікаційними випробуваннями є перевірка підприємства на його готовність до масового випуску зазначеного виробу.
Один примірник протоколів випробувань і поставлення продукції на виробництво надсилався до Головного управління з атомної енергетики Міненерго СРСР, як замовнику (споживачеві) продукції.
На АЕС протоколи випробувань головних зразків обладнання не надсилали. На АЕС надсилали паспорти на конкретні вироби та інструкції з експлуатації обладнання.
У паспортах обладнання, які є на АЕС, зазначені результати випробувань серійної продукції: гідравлічного випробування на міцність, на працездатність, ресурс, параметри надійності та деякі інші параметри технічної характеристики залежно від типу обладнання.
У нормативній документації ЯРБ в СРСР, як уже згадувалося вище, не використовували термін «кваліфікація» обладнання.
Інакше кажучи, в технічній документації на обладнання, виготовлене в СРСР, не могло бути відомостей щодо «кваліфікації» обладнання, тож умова, згідно з якою, якщо в документації на обладнання відсутні відомості щодо кваліфікації, то в такому разі вважати, що кваліфікація не встановлена, є некоректним.
Для прикладу можна розглянути ТУ 26-07-146-75 «Арматура трубопровідна, що поставляється на атомні станції (вентилі та клапани сильфонні).» АЕС укомплектовані практично повністю арматурою, виготовленою згідно з цими технічними умовами.
У цих ТУ наведено таблицю (перелік) арматури різних типів, на які поширюються технічні умови, технічні вимоги, що були закладені в проєкти арматури, зазначено правила приймання, методи випробувань, вказівки щодо експлуатації. За кожним типом арматури вказано місце встановлення: у гермозоні чи поза нею – тобто арматура призначена для роботи в «жорстких» умовах чи ні.
Запорізька АЕС, як зазначено в комплексному звіті з переоцінки безпеки енергоблока №3 321.3.59.ОППБ.00, розташована в зоні МРЗ 6 балів і ПЗ 5 балів. У даному звіті також сказано, що, обладнання, трубопроводи і споруди проєктувалися, виходячи з пікового прискорення на ґрунті 0.05g.
Посил некоректний. Сейсмічність майданчика Запорізької АЕС визначено відповідно до СНіП II-А.12.62 (пізніше СНіП II-7-81, ще пізніше ПНАЕ Г-5-006-87 (Правила та Норми в Атомній Енергетиці), що відповідає МРЗ 6 балів. Згідно з цими нормами для особливо критичних будівель і споруд, до яких відносяться АЕС, що будуються в районах із сейсмічністю 6 балів, на майданчиках будівництва з ґрунтами III категорії за сейсмічними властивостями, розрахункову сейсмічність слід приймати рівною 7 балам.
Ґрунти майданчика Запорізької АЕС належать до категорії III, і тому початкові проєктні розрахунки будівель, споруд, устаткування на сейсмічність виконувалися за умови МРЗ 7 балів.
На Запорізькій АЕС, у колишньому відділі капітального будівництва, є акт експертизи Держбуду СРСР, у якому зазначено, що розрахунки будівель, споруд, систем і обладнання виконано з розрахунку МРЗ, що дорівнює 7 балам.
У зв'язку з цим не було необхідності в перерахунках обладнання на сейсмічні впливи МРЗ, що дорівнює 7 балам, оскільки початкові розрахунки за проєктом виконано за умови 7 балів.

Далі буде.


Першу частину читайте тут

Переоцінка безпеки та подовження термінів служби АЕС