Принципиальное добро

Лишь немногие индустриальные проекты требуют соблюдения столь же высокого уровня безопасности, как АЭС. Как наиболее серьезные ядерно и радиационно опасные объекты, атомные станции во всех странах строятся с обязательного разрешения государства, использующего для «госприемки» отечественный или зарубежный опыт. При этом необходима адекватная и детальная оценка устройства каждого энергоблока и всевозможных угроз человеку и окружающей среде. Она требует привлечения не менее широкого круга знаний, чем создание технологии ядерной генерации. Многие области физики и химии, инженерного, строительного и военного дела, кибербезопасности и авиастроения, электроэнергетики, металлургии и материаловедения, гидрологии и океанологии, геологии и климатологии, биологии и медицины, математики и юриспруденции — вот лишь неполный перечень компетенций, привлекаемых в случае квалифицированного утверждения и последующего надзора за строительством и вводом в эксплуатацию объекта ядерной генерации.

Стоит ли удивляться тому, что разрешительные процедуры носят крайне дотошный характер и длятся годами. Трудоемкость этого процесса обусловлена не только значением, которое может иметь для безопасности любой мельчайший аспект конструкции, и не только огромным объемом необходимого анализа, но и тем, что нет и не может быть универсального, унифицированного во всех деталях подхода к оценке многих вопросов, ведь конструкции даже однотипных реакторных установок (относящихся, например, к PWR или BWR), не говоря уж об АЭС в целом, сильно различаются. Иными словами, оценка и утверждение каждого отдельного проекта — заведомо уникальный и сверхсложный процесс.

Естественно, создателям технологий и регуляторам бывает нелегко найти общий язык по многим вопросам. Регулирующие органы задают определенные (и довольно детальные, как будет показано ниже) принципы обеспечения безопасности и защиты окружающей среды, а поставщик технологии обязан доказать, что принятые им технические решения вписываются в установленные требования, а то и превосходят их. В случае совершенно новых, ранее не применявшихся конструкций отсутствует или весьма ограничен опыт практического использования ряда ключевых элементов дизайна, так что обоснование их работоспособности опирается на теоретические и экспериментальные модели, которые должны быть приняты регулятором прежде, чем он согласится с результатами моделирования.

Отсутствие во многих случаях референтных решений, на которые могли бы опираться поставщики новых технологий и госорганы, чревато многократным увеличением стоимости и времени прохождения процедур оценки, что осложняет и без того непростой процесс внедрения реакторных инноваций и грозит торможением технического прогресса в сфере ядерной генерации. Ясно, почему переход вендоров к эволюционным реакторным установкам поколений III-III+, который начался с конца прошлого века, потребовал модификации разрешительных процедур, а возникающая сегодня у нас на глазах волна разработки множества принципиально новых, уже не эволюционных, а революционных реакторных концепций ведет к дальнейшему, радикальному пересмотру многих аспектов системы лицензирования.

Высокое разрешение
Предварительное утверждение государственными органами конструкции энергоблока АЭС требует особого внимания к используемой реакторной технологии. Ее оценка и одобрение являются частью системы разрешений и либо выделяются в отдельную стадию, либо совмещаются с лицензированием готового проекта, привязанного к определенной площадке. Некоторые страны (как правило, те, которые имеют несколько или множество атомных станций) устанавливают отдельную, независимую от конкретного проекта/площадки процедуру утверждения конструкции типовой части энергоблока; затем одобренный таким образом стандартизированный дизайн может внедряться во множестве экземпляров на одной или разных площадках — при условии получения других необходимых лицензий или разрешений (на использование площадки, на проведение подготовительных работ, на строительство, на ввод в эксплуатацию, на эксплуатацию либо комбинацию этих видов деятельности — в зависимости от законодательства страны; помимо этого, требуются различные «неатомные» разрешения, касающиеся неядерной части АЭС).

Принципиальное различие двух названных подходов состоит в том, что лицензирование ядерно-­энергетического проекта осуществляется по инициативе и за деньги инвесторов данного проекта, тогда как не привязанная к площадке сертификация реакторной технологии — обычно дело ее поставщика. Соответственно, заявки на лицензии подаются чаще всего при наличии внятных инвестиционных планов осуществления конкретного проекта, тогда как сертификация подчас к площадке не привязана и может проходить даже при отсутствии четкого намерения внедрить реактор в данной стране. При этом готовность поставщиков к такому, весьма дорогостоящему действию обусловлена рядом причин.

Во-первых, надеждой опередить на шаг (читай, на несколько лет) конкурентов, получив преимущество в глазах инвесторов: сертифицированная РУ готова к внедрению, а проект с конструкцией, не прошедшей «госприемку», в ряде стран не может получить лицензию. Во-вторых, принципиальное «добро» от регулятора с высокой репутацией в атомном мире — это своеобразный знак качества реакторного дизайна, способствующий его продвижению на экспортных рынках: некоторые государства, например Индия, готовы внедрять только реакторы, дизайн которых уже утвержден зарубежными регуляторами. В‑третьих, при осуществлении нескольких проектов с одинаковой реакторной установкой одобрение регулятора позволяет избежать повторного рассмотрения базовых, типовых особенностей РУ.

Отдельное утверждение типового дизайна выгодно и инвесторам: они могут заранее выбрать для своего проекта оптимальную реакторную технологию из нескольких вариантов, уже принятых государством. С такой конструкцией легче и быстрее добиться лицензии на строительство и эксплуатацию, поскольку большинство вопросов, рассмотренных в ходе предварительной сертификации, считаются решенными, и некоторые регуляторы к ним повторно не возвращаются. Особенно явная экономия времени и средств может быть достигнута при строительстве нескольких однотипных блоков одними и теми же инвесторами.

К числу стран с отдельной, жестко регламентированной и крайне скрупулезной процедурой утверждения типовой конструкции реакторной установки относятся США, Великобритания и Южная Корея. Есть государства со значительной атомной энергетикой, где официальное утверждение реакторного дизайна интегрировано в комплексный процесс лицензирования каждого проекта (энергоблока или АЭС), например, Канада и Франция. Так, в Канаде предварительное рассмотрение надзорным органом типовой конструкции РУ носит необязательный для поставщиков и инвесторов и ни к чему не обязывающий регулятора характер. Во Франции надзорный орган делает предварительное заключение о безопасности конструкции реакторной установки (в целом или отдельных ее систем), которое, однако, не является автоматическим допуском к внедрению, а лишь принимается во внимание при последующем лицензировании проекта. Подобный «штучный» подход к каждому проекту также характерен для небольших государств с единичными атомными объектами.

Учитывая различия в реакторных технологиях и атомном законодательстве разных стран, полная унификация процедур и требований при оценке и утверждении конструкции вряд ли возможна. И все же, при всех отличиях разрешительных систем, они построены на ряде общих принципов. Среди них один из первых — независимость оценок органа, отвечающего за безопасность в атомной отрасли, от исполнительной власти, а в некоторых странах — еще и реально высокая его организационная и финансовая самостоятельность. Речь идет, как правило, о специализированном регуляторе, осуществляющем надзор за безопасностью объектов использования атомной энергии, оценку соответствия и допуск к использованию в отрасли. При этом во многих странах в гражданской сфере атомной промышленности четко разграничены такие регуляторы и государственные структуры, отвечающие за развитие атомной индустрии (технологические, инвестиционные проекты). Впрочем, в ядерных державах в отдельную область атомного регулирования выделяются вопросы ядерно-­оружейного комплекса (ЯОК), в том числе оценки соответствия, сертификации в этой сфере. Нередко надзор и лицензирование в гражданском секторе и ЯОК регулируются разными нормативно-­правовыми актами и осуществляются разными госструктурами.

Хотя центральное звено любого ядерно-­энергетического проекта — реакторная установка, сфера анализа у регулятора всегда шире собственно реакторной технологии. В странах, где предусмотрена отдельная сертификация без привязки блока к площадке, в рассматриваемую область включаются и выходящие за пределы РУ системы, от которых зависят расхолаживание реактора и бассейнов выдержки в нормальных и аварийных условиях; комплекс управляющих систем (КИПиА и пр.); системы локализации аварии, конструкции и механизмы, образующие 4-й барьер безопасности и предотвращающие нарушение его целостности в случае повреждения реакторного контура (для современных проектов это обычно контейнмент, устройства снижения температуры и давления внутри защитной оболочки РУ, контроля концентрации и удаления водорода, локализации расплава активной зоны и др.). В общем, при оценке стандартного дизайна круг рассматриваемых вопросов охватывает всю типовую часть энергоблока или одноблочной станции; за пределами рассмотрения остаются некоторые элементы вне ядерного острова, в том числе зависящие от местных условий (такие как водозаборные устройства, конечный поглотитель тепла, защитные сооружения и т. п.). Поэтому, например, в США объект сертификации стандартного дизайна обозначается непривычно вольной для нормативных актов формулировкой: «конструкция по существу готового ядерного энергоблока» — an essentially complete nuclear power plant design (nuclear power plant означает «АЭС» или «отдельный энергоблок», в зависимости от контекста).

Следует подчеркнуть, что в процессе сертификации, помимо конструктивных элементов (систем, узлов, устройств, деталей) и применяемых для их изготовления материалов, рассматриваются различные аспекты функционирования и взаимодействия всех систем энергоблока (или АЭС), от которых зависят безопасность и воздействие станции на окружающую среду. Так, среди анализируемых вопросов: обеспечение глубокоэшелонированной защиты и соблюдение в проекте установленных принципов безопасности (единичного отказа, физического и пространственного разделения каналов, конструктивного разнообразия, избыточности и т. п.); используемая поставщиком классификация конструктивных элементов и систем (отнесение к тем или иным классам безопасности и пр.); проектные пределы и сценарии развития тяжелых аварий; устойчивость ключевых устройств и конструкций к природным и антропогенным воздействиям, таким как землетрясение, затопление, пожар, авиакатастрофа, ураганный ветер и ударная волна, военные действия, террористические акты и т. п. (дословные примеры некоторых требований см. в Справке 1). При этом в зоне рассмотрения оказываются, среди прочего, составляющие проекта, далекие от ядерной части АЭС, в том числе входящие в сферы компетенций «неатомных» регуляторов (например, относимые к электрической части станции или регламентируемые нормами для пожаро- и взрывоопасных промышленных ­объектов).

К важным принципам рассмотрения проектов во многих странах относятся особое внимание к вопросам воздействия на окружающую среду, возможность дублирования экспертных оценок по ряду технических вопросов, высокая прозрачность процедур рассмотрения и неформальный учет позиций и замечаний разных заинтересованных сторон, включая общественность, региональные и (или) местные власти. Хотя эти аспекты наиболее выражены при лицензировании конкретного проекта, привязанного к площадке, они могут проявляться и при отдельной оценке типовой реакторной технологии, что будет показано далее на ряде примеров.

Чтобы избежать длительного рассмотрения проектов, явно не соответствующих современным требованиям, на национальном или наднациональном уровнях принимаются базовые стандарты и принципы для оборудования ядерной генерации, а также применяются процедуры, обеспечивающие допуск к сертификации и лицензированию лишь «кондиционных» заявок. Среди таких процедур — всестороннее предварительное рассмотрение дизайна (как в Канаде) или длительное согласование поставщиком реакторной технологии и уполномоченным органом параметров будущей заявки (как в США или Великобритании). Эти процедуры предваряют подачу заявки на детальную оценку и официальное утверждение конструкции и (или) проекта государственными органами.

Среди зарубежных стран с большим опытом сертификации реакторов особенно интересны государства с активными ядерными программами, в которых допускается конкуренция реакторных технологий разных поставщиков и типов: США, Великобритания, Китай, Канада, Индия, Финляндия, Япония, Чехия и ряд других. Рассмотрим подробнее систему «госприемки» реакторных технологий на примере нескольких стран из этого списка.

Образец неподражания
К эталонным принято относить современную разрешительную систему в ядерной энергетике США, которая едва ли не раньше всех перешла на новые принципы. Правда, в этой стране все действующие и недавно снятые с эксплуатации энергоблоки атомных станций (таких более сотни) родились раньше этих нововведений и были допущены к внедрению в рамках прежней системы лицензирования, используемой и поныне в ряде случаев (в частности, при продлении лицензий на эксплуатацию действующих ядерных энергоблоков и при завершении некоторых атомных «долгостроев»). Старая схема предусматривает получение отдельно разрешения на строительство блока (construction permit) и отдельно — лицензии на его эксплуатацию (operating license). В этой системе оценка и одобрение профильным госорганом (Комиссией по ядерному регулированию — NRC) конструкции реакторной установки включаются в процедуру получения разрешения на строительство, что удлиняет процесс лицензирования как таковой.

В 1989 году были внесены изменения в законодательство, установившие новую разрешительную систему.

В современном виде она включает:

• возможность предварительного (перед лицензированием) одобрения регулятором площадки (early site permit — ESP) для строительства ядерного энергоблока безотносительно его конструкции (такая процедура обычно проводится по инициативе инвесторов);
• возможность предварительной же сертификации стандартного проекта энергоблока (standard design certification, сокращенно SDC, чаще просто DC), осуществляемой, как правило, по заявке поставщиков реакторной технологии;
• необходимость получения комбинированной лицензии на строительство и эксплуатацию блока (combined construction permit and operating license, обычно обозначаемой как COL), заявку на которую подает компания, представляющая интересы инвесторов проекта;
• предусмотрены, кроме того, некоторые вспомогательные процедуры: предварительные переговоры с регулятором по вопросам сертификации типового дизайна (они могут длиться несколько лет), выдача лицензии на изготовление оборудования (manufacturing license), а также разрешения на подготовительные работы на площадке (limited work authorization); последние две процедуры проходят на фоне лицензирования проекта.

Основные требования для принципиального допуска типовой конструкции к внедрению в рамках DC установлены подразделом B раздела 52 части 10 Свода нормативных актов федеральных органов исполнительной власти (Code of Federal Regulations — CFR). В случае окончательного утверждения конструкции решение об этом вместе с основными условиями сертификации вносится отдельным приложением в раздел 52 CFR. То есть допуск каждой конкретной реакторной установки к внедрению приобретает статус нормативного акта, что в условиях США дает дополнительные гарантии стабильности правил игры для поставщиков и инвесторов. Срок действия такого допуска — 15 лет, он может быть продлен на 10 или 15 лет при условии одобрения регулятором доработок конструкции, необходимых для учета новых требований NRC. Заявка на продление подается за один-три года до истечения срока оригинального DC.

Не следует путать полноценное утверждение конструкции (design certification) с ее одобрением (design approval — DA), которое рассматривается как положительное комплексное заключение экспертного аппарата NRC по данному дизайну и имеет менее высокий правовой статус, чем фиксируемое в CFR итоговое решение NRC, принятое высшим руководящим органом этой комиссии, состоящим из четырех членов и председателя, назначаемых Конгрессом по персональному представлению президента США. DA тоже может использоваться в процессе внедрения реакторной установки, но не дает права на автоматическое включение всех выводов по нему в итоговые документы COL.

Сертификация типового дизайна — это крайне детальный процесс, и изменение любых существенных конструктивных элементов по сравнению с первоначальной заявкой, поданной в NRC, влечет за собой необходимость повторного прохождения DC, хотя и с исключением ряда вопросов из фактического рассмотрения. DC — наиболее ресурсоемкая часть разрешительных процедур, занимающая наибольшее время. DC и COL могут осуществляться последовательно, но возможно и совпадение начальной фазы COL с завершающими этапами DC.

При сертификации основной упор делается на комплексный анализ конструкции с точки зрения безопасности, а также рассматриваются отдельные экологические аспекты, не зависящие от уникальных условий конкретной площадки; в частности, оценивается воздействие на окружающую среду при разных сценариях развития и локализации последствий тяжелых аварий, зависящих от конструктивных особенностей типовой части энергоблока.

DC иногда некорректно называют обязательной сертификацией, хотя юридически этот процесс не является непременным этапом внедрения в США нового дизайна реакторной установки: законодательство страны по-прежнему не возбраняет оценку конструкции в рамках лицензирования проекта, но в большинстве случаев вендоры и заинтересованные инвесторы идут новым путем. В случае отдельной сертификации дизайна американский регулятор обязан учитывать все ее результаты при лицензировании. Повторное рассмотрение в рамках COL (как и лицензирования изготовления оборудования) существенных вопросов, уже решенных в ходе DC, не допускается, кроме ряда исключительных случаев: если, к примеру, было выявлено несоответствие действовавшим на момент сертификации нормам безопасности, либо обнаружились новые, значимые угрозы жизни и здоровью людей, окружающей среде или национальной безопасности. Дабы избежать коллизии с новыми нормами безопасности при лицензировании возможных будущих проектов, некоторые поставщики реакторных технологий предпочитают пройти повторную («корректирующую») сертификацию ранее рассмотренных регулятором конструкций, доработанных в соответствии с новыми требованиями. Так произошло, например, с реакторными установками ABWR и AP1000, доработанными с учетом требований безопасности ядерных объектов, принятых в США после террористических актов 11 сентября 2001 года.

Учет результатов DC означает исключение из процесса получения COL большинства вопросов, относящихся непосредственно к реакторной технологии; новые решения выносятся лишь в отношении не охваченных DC нетиповых элементов, отражающих, как правило, особые требования конкретного проекта и условия площадки. Благодаря такому подходу срок лицензирования сокращается с шести-семи до трех-четырех лет. Это отличает DC от предварительной оценки соответствия РУ в ряде других стран, где законодательство допускает свободный или весьма избирательный (как во Франции или Канаде) учет результатов такой оценки в ходе последующего лицензирования. DC дает столь весомые преимущества, что большинство созданных в мире реакторных установок поколений III и III+ были вовлечены в эту процедуру (см. Таблицу 2). Не все, впрочем, прошли ее до конца — в том числе из-за отмены или приостановления ряда проектов (среди «сошедших с дистанции» были реакторы, первые попытки внедрения которых в США сорвались, например, французский EPR и ABWR в версии компании Toshiba).

Изощренная регуликратия
В Великобритании накоплен богатый исторический и современный опыт утверждения большого числа реакторных дизайнов. В стране было построено несколько десятков отечественных газоохлаждаемых реакторов двух видов и поколений: Magnox и AGR (имевших целый ряд модификаций, что усложняло процесс оценки конструкций), а также энергоблок с одним из наиболее совершенных действующих PWR поколения II разработки Westinghouse. Кроме того, в прошлом в Великобритании утвердили и построили на разных площадках ряд уникальных экспериментальных реакторных конструкций, поставлявших электричество в сеть (быстрые, ВТГР, тяжеловодный одноконтурный реакторы). Соединенное Королевство также является одним из пяти государств мира, имеющих опыт серийного внедрения судовых реакторов, которые отчасти аналогичны многим стационарным энергетическим. В последние годы несколько современных энергетических РУ различных вендоров прошли процедуру оценки типовой конструкции — Generic Design Assessment, или GDA (реакторы EPR конструкции Framatome, AP1000 от Westinghouse, ABWR в версии альянса Hitachi и GE) либо проходят ее (адаптированная к условиям Великобритании версия китайского HPR1000). Одна из этих новейших реакторных установок (EPR) прошла основные этапы государственного допуска и сейчас строится на АЭС «Хинкли-­Пойнт» в Юго-Западной Англии.

На пути внедрения нового ядерного энергоблока или АЭС в Соединенном Королевстве стоит целый ряд разрешительных процедур. Основные: внесение площадки в ограниченный перечень разрешенных для размещения на них объектов ядерной генерации (разновидность процедуры strategic siting assessment — SSA, в соответствии с которой под такое строительство до 2025 года отведено восемь площадок в районах некоторых существующих АЭС в Англии и Уэльсе); отдельное разрешение на реализацию на каждой такой площадке так называемого инфраструктурного проекта национального значения (это процедура DCO — development consent order); упомянутая GDA; лицензия на реализацию проекта (так называемая nuclear site licence, или NSA). Последняя включает функции, соответствующие нескольким лицензиям в других странах: на строительство, на эксплуатацию и на вывод из эксплуатации ядерного энергоблока; ряд отдельных экологических разрешений (помимо входящих в состав некоторых перечисленных выше процедур), затрагивающих обращение с радиоактивными отходами, использование природной воды для конденсации, работу автономных резервных и аварийных источников электричества и т. д. При этом, например, NSA не дает автоматического права на начало строительства или на ввод в эксплуатацию: для этого необходимы отдельные «отмашки» британского атомного регулятора — Управления по ядерному регулированию (Office for Nuclear Regulation — ONR), получаемые после того, как оно убедится в соблюдении лицензионных условий. Существует и ряд других разрешений, в том числе по линии «неядерных» регуляторов.

Сложность системы разрешений заключается также в том, что за многие решения отвечают разные органы и даже разные уровни власти; так, перечень SSA составляется правительством и утверждается Парламентом; заявку на DCO рассматривает Инспекция по планированию (PIns), а окончательное решение принимает Госсекретарь (не путать с министром) по делам предпринимательства, энергетики и промышленной стратегии — SoS for BEIS; решения по GDA и NSA — прерогатива ONR и природоохранного ведомства — Агентства по окружающей среде (Environment Agency — EA), отвечающего и за отдельные экологические разрешения для объектов использования атомной энергии.

Вообще специфика британской разрешительной системы в атомной отрасли — практически равноправные полномочия ядерного регулятора и экологического ведомства на основных стадиях разрешительного процесса, включая оценку конструкции энергоблока. Также осложняют процесс отдельные элементы федеративного устройства государства, в рамках которого территории за пределами Англии имеют некоторые полномочия, затрагивающие ряд перечисленных лицензионных процедур. Так, Шотландия, по закону участвующая в лицензионной системе центральной власти, фактически блокирует дальнейшее развитие атомной энергетики на своей территории, хотя в регионе продолжает действовать ряд исторически сложившихся объектов ядерной генерации, НИОКР, ядерно-­оружейного комплекса и атомного подводного флота. Особые условия добавляются и в порядок прохождения лицензионных процедур на территории Уэльса, имеющего потенциальные площадки для строительства новых ядерных блоков: например, в оценке экологических аспектов таких проектов принимает участие природоохранная структура этого региона — NRW. В Северной Ирландии, для которой формально тоже установлен особый порядок лицензионных решений, нет ядерной энергетики и площадок, разрешенных для реализации крупнейших атомных проектов. Ко всему этому добавляется активное участие местных властей в процессах согласования проектов.

GDA, установленная в 2007 году, представляет собой британскую разновидность комплексной сертификации стандартного проекта энергоблока. Хотя основной предмет оценки и утверждения — типовая конструкция, поставщик, тем не менее, должен представить свое видение привязки проекта к площадке, включая такие допускающие вариации элементы и показатели, как тип и емкость конечного поглотителя тепла, устройства выдачи мощности, особенности расселения вокруг площадки, возможные внешние угрозы и т. д. Примеры важнейших технических вопросов, рассматриваемых в ходе GDA, представлены в Справке 2.

GDA осуществляется совместно двумя регуляторами: ONR и EA — через специальный общий офис, служащий «единым окном» для заявителя. Однако каждый из этих органов по итогам процедуры принимает собственное решение: ONR — главным образом с точки зрения ядерной и физической безопасности, EA — с позиций воздействия на окружающую среду. Проект, успешно прошедший GDA, считается принципиально одобренным государством для внедрения в Великобритании и может строиться на любой из намеченных в рамках SSA площадок при условии получения всех прочих необходимых лицензий и разрешений. При этом основные результаты GDA включаются в документы по NSA, сокращая срок лицензирования. Согласно действующим нормам, GDA и NSA могут проводиться в любом порядке, в том числе параллельно или с пересечением по времени, но рациональным считается, когда заключение по GDA предваряет прохождение NSA.

Необходимость прохождения GDA не предусмотрена законодательством, эта процедура установлена по соглашению регуляторов (ONR и EA) и регламентируется их документами. В отличие от ряда других стран, где любой заявитель (поставщик реакторной технологии или консорциум, в который он входит) может подать заявку напрямую регулятору, в Великобритании он должен сначала заручиться согласием правительства, которое, таким образом, фактически принимает решение о целесообразности допуска данной технологии на рынок. От имени кабинета министров этим занимается Департамент по делам предпринимательства, энергетики и промышленной стратегии (BEIS), по запросу которого ONR и EA только и могут начать рассмотрение реакторного дизайна.

При разработке GDA в 2007 году регуляторы предполагали, что продолжительность этой процедуры составит примерно три года, однако впоследствии ориентировочный срок был продлен до четырех лет. Реальная длительность GDA для двух реакторных установок, проходивших этот процесс непрерывно (EPR и ABWR; реактор AP1000 не показателен, поскольку его рассмотрение приостанавливалось), составила пять — пять с половиной лет; для ныне оцениваемой регуляторами конструкции HPR1000 процедура продлится не менее четырех лет (предположительно закончится в 2021 году).

GDA разбивается на несколько этапов: подготовительный и последующие, соответствующие детальности рассмотрения основных вопросов. До сих пор (вплоть до рассмотрения HPR1000) GDA включает четыре этапа, однако в конце 2019 года регуляторы приняли обновленную процедуру, которая будет касаться последующих заявок. «Модернизированная» GDA длится те же четыре года, но включает три этапа: начальный, длительностью один год (в ходе которого регуляторы знакомятся с проектом на общем уровне и отмечают основные недочеты конструкции или ее несоответствия британским требованиям, с точки зрения безопасности и воздействия на окружающую среду; эти недостатки в проекте должны быть устранены подателем заявки перед дальнейшим рассмотрением); второй этап, также продолжительностью один год (фундаментальный анализ проекта); третий этап, который продолжается примерно два года (детальная оценка каждого элемента и аспекта, вынесение регуляторами окончательных решений). Поэтапное рассмотрение заявки (с возможностью для вендора приостановить процесс по завершении стадии, а затем, спустя некоторое время, возобновить рассмотрение) — одна из отличительных черт британской процедуры.

В завершающей фазе GDA регуляторы синхронно выпускают разные документы:

• ONR: сначала — так называемое предварительное/промежуточное свидетельство об утверждении конструкции (interim design acceptance confirmation — iDAC), а затем — окончательное свидетельство (DAC).
• EA: сначала — предварительное заявление о приемлемости конструкции (interim statement on design acceptability — iSoDA), потом — окончательное заявление (SoDA).

Утверждение последних документов означает успешное завершение процесса сертификации дизайна. Результаты GDA (заключения регуляторов) действительны в течение 10 лет при отсутствии изменений в конструкции и некоторых других условиях. Проведение GDA для каждого проекта обходится в несколько десятков миллионов фунтов стерлингов. Эти расходы покрываются подателем заявки по соглашению, заключаемому с регулятором перед сертификацией.

После введения GDA процедура пользовалась приличным спросом: помимо названных выше реакторов, заявки на GDA также подавались в отношении реакторной установки ESBWR от GE-Hitachi и ACR‑1000 конструкции AECL, но по разным причинам они были сняты с рассмотрения самими вендорами; некоторые другие поставщики, включая Росатом, также раздумывали над возможностью прохождения GDA. Такое внимание свидетельствует о том, что мировые поставщики видят в GDA нечто большее, чем просто первый шаг для внедрения своих конструкций в туманном Альбионе: утверждение авторитетными британскими регуляторами рассматривается как способ «улучшения породы» реакторной установки в глазах мирового атомного рынка.

Исступленный перфекционизм
Финляндия — редкий пример небольшого государства, имеющего немалый опыт внедрения разнообразных технологий ядерной генерации от нескольких поставщиков и богатые навыки регулирования в этой области: в стране действуют советские ВВЭР‑440/В‑213 и BWR шведской конструкции, готовится к вводу в эксплуатацию франко-­германский проект с реактором EPR, планируется строительство нового российского ВВЭР‑1200. Финское Управление по радиационной и ядерной безопасности (STUK) признано в мире как один из самых «въедливых» и эффективных ядерных регуляторов, недаром в этой стране высочайшие на глобальном фоне показатели интенсивности и эффективности эксплуатации АЭС сочетаются с образцовой, без малого полувековой историей соблюдения ядерной безопасности.

В Финляндии новая конструкция РУ утверждается в контексте лицензирования конкретного проекта строительства энергоблока или АЭС. Система разрешительных процедур имеет своеобразную последовательность этапов:

1. Вначале, в соответствии со специальным Законом об ОВОС, проводится оценка воздействия проекта на окружающую среду. Ее результаты направляются в министерство экономики и занятости (TEM), играющее ключевую роль на разных стадиях лицензионного процесса.
2. Затем проект (его основные параметры) выносится на обсуждение общественности и муниципального органа власти, на территории которого планируется сооружение энергоблока или АЭС; в обсуждении также участвуют окружающие муниципалитеты. Местный орган власти вправе наложить вето на осуществление проекта. Подготовку предварительных заключений по нему, проведение общественных слушаний и согласование с муниципалитетами координирует TEM, получающее заключение по ОВОС от министерства по делам окружающей среды, предварительную оценку регулятором (STUK) безопасности проекта и решения муниципальных властей, отражающие их позицию. TEM также контролирует полноту и достоверность открытых сведений по проекту, которые его инициаторы обязаны транслировать обществу; отвечает за проведение общественных слушаний.
3. При отсутствии радикального неприятия обществом и органами власти решение о строительстве новых мощностей должно быть рассмотрено и принципиально одобрено правительством, а затем ратифицировано парламентом (без дополнительных условий). Этого не требуется, если тепловая производительность блока не превышает 50 МВт, что делает возможным внедрение некоторых малых и микрореакторов по решению местных властей, без принципиального согласования с центральной властью (разумеется, это не отменяет необходимости лицензирования).
4. Вслед за этим активизируется подготовка проекта к лицензионному рассмотрению, осуществляется его детализация. Закон «Об атомной энергии» Финляндии предусматривает возможность предварительного согласования параметров заявки со STUK. В итоге подается заявка на получение лицензии на строительство и проходит длительная процедура лицензирования. Согласно тому же закону, лицензия на этот вид деятельности предоставляется только лицам (в данном случае юридическим) Евросоюза. Не будучи резидентом ЕС, поставщик технологии в принципе не может полностью контролировать проект и даже непосредственно согласовывать с регулятором технические аспекты доработки конструкции в соответствии с требованиями STUK — формально это делается через компанию-­заявителя.
5. На завершающем этапе сооружения энергоблока/АЭС в TEM подается заявка на получение лицензии на эксплуатацию, предоставляемой первоначально на 20 лет.

Детальная оценка и утверждение конструкции энергоблока осуществляются на этапе лицензирования строительства. Официально лицензирование — прерогатива не STUK, а исполнительной власти: лицензия выдается от имени Государственного совета (правительства) Финляндии, а общая координация процесса приема и рассмотрения заявки возложена на TEM. Однако STUK (подчиненный министерству здравоохранения и социального обеспечения — STM) по существу определяет технические требования к лицензированию, проводит оценку в рамках разрешительных процедур (привлекая свои экспертные структуры) и в итоге направляет заключение о безопасности проекта в TEM. В то же время STUK (как и упомянутые муниципальные власти) имеет право вето при наличии радикальных возражений против осуществления проекта. Таким образом, окончательный допуск энергоблока или новой АЭС к внедрению — всегда плод соглашения нескольких сторон, каждая из которых имеет право его остановить. Проходя через сито всестороннего внимания, проект совершенствуется в разных аспектах.

Детальные нормы лицензирования новых энергоблоков изложены в принятом STUK комплекте из нескольких десятков подробных руководств по безопасности, известных как YVL. В минувшем десятилетии финский регулятор дважды в корне переписывал этот сборник, впервые принятый еще в 1970-х годах: первое современное обновление начало готовиться в 2006 году (вскоре после старта строительства блока EPR на АЭС «Олкилуото») и было принято в конце 2013 года; второе разрабатывалось с 2017 года и вступило в силу в 2019 году. Современная редакция учитывает принятые в 2015 и 2017 годах изменения в законе «Об атомной энергии», усиливающие полномочия STUK, а также выработанные с начала века рекомендации МАГАТЭ, директивы ЕС, стандарты EUR и т. д. Руководства STUK, кроме того, вобрали в себя опыт лицензирования и реализации в Финляндии проекта с французским реактором, уроки аварии на АЭС «Фукусима‑1″, результаты переговоров с многочисленными поставщиками реакторных технологий, претендовавшими на строительство 4-го блока АЭС „Олкилуото“ (проект был отменен) и третьей в стране атомной станции — "Ханхикиви», строить которую в конце концов доверили Росатому. Обновленные YVL изначально не касались действующих и строящихся энергоблоков. То есть в итоге именно российский проект, как единственный находящийся в преддверии внедрения, оказался в фокусе внимания новой, едва ли не самой скрупулезной разрешительной системы в Европе. При этом потребовалась адаптация базовой, «питерской» версии АЭС‑2006 ко всем дополненным требованиям, выдвинутым финским регулятором (наряду с особыми пожеланиями заказчика, не оговоренными STUK). Неудивительно, что лицензирование первого проекта по новым правилам оказалось весьма длительным: заявка была подана 30 июня 2015 года, получение лицензии на строительство ожидается не раньше 2021 года.

При очень детальном регламентировании в YVL разнообразных аспектов безопасности и конструкции АЭС, некоторые положения руководств допускают двоякое толкование, что затрудняет их выполнение. В то же время официально (в соответствии с законом «Об атомной энергии») предусмотрена возможность отклонения от прописанных норм: поставщик технологии вправе предложить свой подход к ­какой-либо частной проблеме, и он может быть принят с согласия STUK, если позволит иначе решить поставленные регулятором задачи. Примеры базовых требований STUK к новой конструкции приведены в Справке‑1.

Гармонизация госприемки
К настоящему времени большинство созданных ведущими мировыми поставщиками реакторных технологий энергетических РУ большой и средней мощности поколений III и выше прошли разрешительные процедуры и допущены к внедрению в одной или нескольких странах (см. Таблицу 2).

В то же время появляется все больше новых разработок, принципиально отличающихся от широко внедряемых реакторов либо уровнем мощности и (или) эволюционными изменениями действующих технологий (как в случае легководных малых реакторов интегральной или судовой блочной компоновки), либо типологически (относятся к конструкциям, строившимся раньше в лучшем случае в единичных, экспериментальных или демонстрационных исполнениях). К последним вариантам следует причислить высоко- и сверхвысокотемпературные газоохлаждаемые, жидкосолевые, новейшие тяжеловодные одноконтурные и быстрые (в особенности с тяжелометаллическим теплоносителем) энергетические реакторы, а также ряд еще более экзотических дизайнов. Некоторые из этих эволюционных или (по-прежнему) революционных проектов уже прошли стадию государственного утверждения и готовятся к полному вводу в эксплуатацию (плавучий энергоблок «Академик Ломоносов» с двумя реакторами КЛТ‑40С) или строятся (китайский энергоблок со сдвоенными ВТГР HTR-PM, аргентинская легководная интегральная РУ CAREM). Другие подобные реакторы прошли сертификацию (корейский SMART и китайский ACP100 — тоже интегральные легководные), начали полноценную процедуру государственного утверждения конструкции (подобный американский реактор NuScale SMR), либо проходят или уже минули предварительную оценку концептуального дизайна национальным регулятором (BWRX‑300, IMSR400, MMR, ARC‑100 и др.).

Лавина новых разработок, подходящих к порогу внедрения, заставила многих представителей отрасли и профильных государственных органов задуматься о пригодности прежних разрешительных процедур к развитию непривычных технологий. Эти процедуры, выработанные более чем полувековым опытом утверждения распространенных конструкций РУ (и прежде всего легководных традиционной компоновки), часто оказываются неприменимыми или неэффективными по отношению к принципиально новым реакторным установкам. В результате и без того огромные ресурсные затраты вендоров на инкубацию новых дизайнов порой сильно увеличиваются не всегда оправданными бюрократическими преградами на пути внедрения пионерных разработок.

До сих пор эти проблемы в отдельных случаях нивелировались поддержкой таких конструкций (в форме финансирования или режима наибольшего благоприятствования в регулировании) со стороны государств происхождения технологий: так было с большинством перечисленных выше реакторов, которые не в последнюю очередь благодаря этому дошли до тех или иных стадий внедрения. Однако наметившийся бум на глобальном рынке атомных энергоблоков малой мощности требует перехода от «штучных» протекционистских решений к адаптации госрегулирования, созданию новой системы, подходящей для «конвейерного» внедрения концептуальных реакторов, их динамичного продвижения на национальных и международных рынках.

Те же предпосылки требуют и новых аспектов глобализации: они усиливают необходимость выработки унифицированных требований национальных атомных регуляторов к конструкциям, согласования общепризнанных международных стандартов и понятий в этой области. Это существенно облегчит экспорт передовых дизайнов — а именно внешний рынок становится для большинства поставщиков основным или не менее важным, чем внутренний. Эта тенденция усилится с распространением малых реакторов, чья рыночная ниша может оказаться более широкой и глобальной, нежели ниша полноразмерных АЭС, что вызывает необходимость большей унификации подходов к их внедрению.

Недаром многие государства заранее озаботились новой рыночной перспективой, приступив к реорганизации своих систем допуска новейших конструкций к внедрению. В частности, в США в последние годы органы власти активизировали диалог с представителями атомной индустрии об адаптации разрешительной системы к особенностям новых реакторных технологий. По мнению отрасли, прежние процедуры приспособлены к утверждению больших легководных реакторов, а при необходимости оценки конструкций других типов и форматов они приведут к непрозрачности процессов рассмотрения, непредсказуемо большим их срокам и высокой стоимости утверждения дизайнов. Федеральные власти, похоже, эти аргументы услышали. Так, в сентябре 2018 года были приняты поправки к Закону об энергетической политике, предусматривающие, среди прочего, всестороннее содействие министерства энергетики регулятору в процессе сертификации и лицензирования передовых конструкций, а также предоставление министерством субсидий, покрывающих часть расходов подателей заявок на сертификацию реакторов.

В начале 2019 года был принят закон «Об инновациях и модернизации в ядерной энергетике», который, в частности, предписывает NRC адаптировать разрешительную систему к утверждению принципиально новых конструкций реакторов и изменить схему финансирования разрешительной деятельности, что должно удешевить процесс для заявителей. В соответствии с этим законом регулятор должен ввести постадийную сертификацию, осуществлять предварительное согласование с заявителем плана рассмотрения заявки и принять методики оценки, позволяющие уйти от рассмотрения излишних деталей конструкции, не увеличивающих риски для безопасности. Власти США также принимают меры для синхронизации внедрения новых реакторов с процессом разработки, лицензирования и организации производства предназначенных для них инновационных видов ядерного топлива.

Канада, которая на глазах превращается в один из самых многообещающих потенциальных рынков для ядерных энергоблоков малой мощности, также включилась в процесс трансформации регулирования. В добавление к проводимому (или в ряде случаев уже завершенному регулятором) предварительному рассмотрению многочисленных конструкций малых реакторов, многие из которых «нелегководные» (по активности таких публичных процедур страна сегодня — мировой лидер), Канадская комиссия по ядерной безопасности (CNSC) недавно подписала меморандум о сотрудничестве с NRC США, предусматривающий совместное рассмотрение концептуальных дизайнов обоими регуляторами, широкий обмен информацией в этой области. Это может вылиться в унификацию некоторых подходов к процедурам сертификации и лицензирования подобных проектов в двух государствах, которые в последнее время усиливают координацию и по другим направлениям, касающимся атомной индустрии.

Великобритания также совершенствует свою разрешительную систему с прицелом на предстоящую сертификацию концептуальных дизайнов (на широкое внедрение которых рассчитывает правительство). Так, осенью 2019 года регуляторы представили обновленный порядок GDA, который будет применяться в отношении последующих заявок. Помимо упомянутого перехода к трехступенчатой процедуре он предполагает повышение ее гибкости и прозрачности, упрощение отдельных аспектов этого процесса, более широкое информационное сотрудничество с зарубежными регуляторами, более тщательную подготовку соглашений ONR и EA с заявителем и т. д.

В Финляндии, в добавление к прошедшему в 2019 году обновлению свода руководств STUK по лицензированию, министерство экономики и занятости рассматривает возможные поправки к законодательной и нормативной базе, способствующие внедрению малых реакторов, интерес к которым в этом государстве растет, особенно с точки зрения централизованного отопления и поставки технологического тепла. Среди аспектов, изучаемых в правительстве, — доработка требований безопасности и системы лицензирования с целью эффективного внедрения конструкций малой и микромощности.

Речь явно идет о нарастающей волне реорганизации национальных систем лицензирования — следующей после той, что прокатилась по миру на границе прошлого и нынешнего веков и привела к адаптации некоторых разрешительных систем к «приемке» полноразмерных реакторных установок поколения III: именно тогда сформировались, среди прочих, DC в США, GDA — в Великобритании, обновленные YVL — в Финляндии. Примерно в тот же период появились инициативы в области гармонизации регулирования, в том числе разрешительных систем, в разных странах. Так, в 2006 году при Агентстве по ядерной энергии ОЭСР (NEA) была создана Многонациональная программа оценки новых проектов (энергоблоков/АЭС) — MDEP. В рамках этой программы регуляторы из разных стран делятся опытом, в том числе оценки и допуска к внедрению новых конструкций — реакторов поколений III и выше. Они стремятся согласовать свои подходы к «госприемке» передовых дизайнов, поделиться результатами оценки их безопасности, унифицировать применяемые в разных государствах стандарты и коды. О возрастающей актуальности глобализации в этой области свидетельствует увеличение числа национальных регуляторов, вошедших в Программу с момента ее образования: в первые пять лет их состав не менялся, а в течение минувшего десятилетия он расширился более чем в полтора раза — с десяти до шестнадцати. За это же время с двух до шести увеличилось число тематических рабочих групп, посвященных определенным реакторным установкам: сегодня это группы по ВВЭР, AP1000, EPR, ABWR, APR1400, HPR1000, то есть по основным конструкциям, внедряемым в мире. Добившись определенного взаимопонимания по этим дизайнам, члены MDEP заглядывают вперед, вырабатывая подходы к допуску на рынок концептуальных реакторов, включая малые и «нелегководные». Поскольку, в отличие от ситуации с названными флагманскими технологиями мировых вендоров, это начинается загодя (до старта внедрения большинства перспективных конструкций), есть надежда, что новая волна гармонизации регулирования окажется более результативной.