Б. В.  Сазыкин,  А. Г.  Краев,   
В. П.  Климов 
 
 
 
 
 
 
 
Управление операционным  
риском АЭС 

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Москва  2010 
 

МИНИСТЕРСТВО  ОБРАЗОВАНИЯ  И  НАУКИ  РФ 
 
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ  
УНИВЕРСИТЕТ  «МИФИ» 
 
 
 
Б.В. Сазыкин,  А.Г. Краев,  В.П. Климов 
 
 
 
 
 
Управление операционным  
риском АЭС 

 
 
 
Учебное пособие 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Москва  2010 

УДК621.311.25:004.056.5(075) 
ББК 31.47ня7 
С14 
 
 Сазыкин Б.В., Краев А.Г., Климов В.П. Управление операционным 
риском АЭС: Учебное пособие. – М.: НИЯУ МИФИ, 2010. –  144 с. 
 
 
В пособии изложены теоретические и практические подходы к управлению 
безопасностью и рисками АЭС. Рассмотрены качественные и количественные 
модели управления операционным риском. Основное внимание 
уделено процессному подходу к управлению операционным и технологическим 
рисками. 
Пособие предназначено для студентов и аспирантов НИЯУ МИФИ, 
изучающих данные проблемы. 
 
 
 
Рецензент:  С. Л. Буторин, д-р техн. наук, первый зам. директора Международного 
центра по ядерной безопасности (АНО МЦЯБ) 
 
 
Рекомендовано к изданию редсоветом НИЯУ МИФИ 
 
 
 
ISBN 978-5-7262-1336-1             © Национальный  исследовательский  
                                                        ядерный университет «МИФИ», 2010 
 
 
 
 
Редактор  Е.Н. Кочубей 
 
Макет подготовлен Е.Н. Кочубей 
 

Подписано в печать 30.09.2010.        Формат 60×84 1/16. 

Печ. л. 9,0.     Уч.-изд. 9,0.      Тираж  100 экз. 

Изд. № 068-1.     Заказ №  317. 

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» 

Типография НИЯУ МИФИ.  115409, Москва, Каширское ш., 31 

СОДЕРЖАНИЕ 
 
Предисловие ...........................................................................................................4 
Раздел 1. Введение: проблемы управления безопасностью  
            и рисками АЭС ....................................................................................6 
1.1. Безопасность АЭС ....................................................................................7 
1.2. Управление безопасностью АЭС ..........................................................14 
1.3. Понятие риска и его место в обеспечении рентабельной  
       безопасности АЭС ..................................................................................22 
1.4. Управление рисками АЭС ......................................................................29 
1.5. Требования к процессу анализа риска .................................................35 
Вопросы и ответы ..........................................................................................40 
Тесты для самоконтроля ...............................................................................48 
Раздел 2. Управление операционным риском:  
            процессный подход ........................................................................50 
2.1. Основные понятия и определения ........................................................51 
2.2. Декомпозиция задачи управления операционным риском .................53 
2.3. Стратегия управления операционным риском .....................................55 
2.4. Анализ и оценка операционного риска .................................................57 
2.5. Принятие решения и разработка мер реагирования на риск .............62 
2.6. Мониторинг и контроль операционного риска ......................................65 
Вопросы и ответы ...........................................................................................67 
Тесты для самоконтроля ...............................................................................72 
Раздел 3. Методы оценки операционного риска .........................................73 
3.1. Методики измерения операционного риска,  
       применяемые на практике ......................................................................74 
3.2. Усовершенствованные методы измерения операционного риска .....75 
3.3. Внутренняя рейтинговая модель для измерения операционного  
      риска ..........................................................................................................77 
3.4. Экспертная оценка операционного риска с применением  
      структурных и логических моделей ........................................................82 
3.5. Расчёт ожидаемых потерь бизнес-процесса методом ФСА ...............94 
Вопросы и ответы ..........................................................................................96 
Тесты для самоконтроля .............................................................................105 
Раздел 4. Модели оптимизации ТОиР для структурных компонент  
            оборудования АЭС с учётом операционного риска ...............108 
4.1. Модели оптимизации ремонтного цикла с учётом показателей  
       надёжности оборудования, инвестиционной и рисковой  
       составляющими стоимости цикла .......................................................109 
4.2. Применение моделей оптимизации для оценки длительности  
       ремонтного цикла системы технического водоснабжения АЭС .......119 
Тесты для самоконтроля .............................................................................132 
Заключение .......................................................................................................134 
Библиография ....................................................................................................138 
Приложение 1. Классы направлений деятельности АЭС  
                          и классы событий .....................................................................141 
Приложение 2. Примеры структурных моделей бизнес-процессов ..............142 
 

Предисловие 
 
В настоящее время во многих отраслях человеческой деятельности 
происходит смена концепций управления риском. В частности, концепция 
«безопасность – риск» заменяется концепцией «устойчивое развитие – 
риск». И это оправдано: ведь критики концепции безопасности (рассматриваемой 
как состояние защищённости объекта) полагают, что АЭС следует «
закрыть» либо по причине «недостатка защиты», либо от её «избытка», 
поскольку АЭС будут не конкурентоспособны. 
Сегодня нужны системы и механизмы управления, связанные со стоимостью 
риска и экономическими выгодами от снижения риска. В этом 
новом для атомной энергетики направлении начинают работать отечественные 
и зарубежные специалисты. Например, IBM открыла в г. Ла-Год 
(Франция) Глобальный центр перспективных технологий атомной энергетики (
Global Center of Excellence for Nuclear Power) для сотрудничества в 
области безопасности, надежности и эффективности производства электроэнергии. 
Консультативный совет по атомной энергетике IBM Nuclear 
Power Advisory Council (NPAC) обнародовал приоритетные направления и 
стратегические задачи атомной отрасли. В частности, члены Совета особо 
подчеркнули, что производители и поставщики, работающие в атомной 
энергетике, «должны найти более прозрачные способы управления различными 
типами рисков в целях создания благоприятных условий для 
роста отрасли». 
К сожалению, проблема управления рисками АЭС в России не нашла 
прямого отражения в стратегии развития атомной энергетики. Хотя 
«Стратегия развития атомной энергетики России до 2030 года и на период 
до 2050 года» учтена в «Энергетической стратегии России на период до 
2020 года», утверждённой Правительством РФ в ноябре 2009 г. 
Стратегия развития российской атомной энергетики в первой половине 
XXI века (далее Стратегия) основывается на таких принципах, как воспроизводство 
ядерного топлива, естественная безопасность, конкурентоспособность. 
А для обеспечения конкурентоспособности как раз и необходима 
система управления рисками и её интеграция в систему корпоративного 
управления. Более того, Стратегией предусмотрено продление срока 
службы существующих блоков АЭС. Сегодня установленный расчетный 
срок службы действующих энергоблоков АЭС 30 лет. Планируется продление 
срока службы: энергоблоков первого поколения до 40 лет; энергоблоков 
второго поколения до 50 лет. В этих условиях, если не будет создана 
эффективная система управления операционным и технологическим 
рисками, то не миновать беды... 

В предлагаемом учебном пособии рассматриваются задачи управления 
операционным и технологическим рисками на основе, так называемого 
«процессного подхода» и приведён пример практической реализации этого 
подхода к оптимизации длительности ремонтного цикла оборудования 
системы технического водоснабжения блока атомной станции (СТВ 
АЭС). 
Мы отказались от написания традиционно краткого введения, так как 
введение в систему перспективных подходов управления рисками АЭС, 
существующих стандартов и норм безопасности, повышающих управляемость 
и стимулирующих реализацию приоритетов развития АЭС, – объёмная 
и не до конца осмысленная многими проблема, требующая терминологической 
и методологической увязки. В настоящем пособии «Введение: 
проблемы управления безопасностью и рисками АЭС» – полноценный 
учебный раздел, дающий целостное представление о современных 
проблемах управления безопасностью и рисками. 
Таким образом, структура пособия представлена четырьмя учебными 
разделами, в которых излагаются теоретические и практические вопросы 
управления операционным риском (включая технологический как разновидность 
операционного риска), ставятся конкретные задачи и предлагаются 
детализированные процедуры их решения. В начале каждого раздела 
сформулирована цель занятия и перечислены знания, приобретаемые читателем 
в результате осмысления учебного материала. Это позволит изучать 
предмет, не читая всё подряд «от корки до корки», а подходить к 
этому процессу избирательно, руководствуясь уровнем собственных начальных 
знаний. Основные разделы учебного пособия содержат обсуждение 
изучаемой проблемы в форме ответов на вопросы, проясняющих 
сложные теоретические и практические моменты, а также тесты для самоконтроля. 

Авторы полагают, что данное учебное пособие будет полезно не только 
студентам и аспирантам НИЯУ МИФИ, но и сотрудникам организаций, 
входящих в недавно созданный Научно-образовательный центр «Системы 
управления рисками АЭС» (НОЦ СУР АЭС). 
 
Б.В. Сазыкин, д.т.н., профессор НИЯУ МИФИ 
А.Г. Краев, к.т.н., с.н.с. АНО МЦЯБ 
В.П. Климов, старший преподаватель НИЯУ МИФИ 
 

Раздел 1 
 
 
 

 

ВВЕДЕНИЕ: ПРОБЛЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ 
БЕЗОПАСНОСТЬЮ И РИСКАМИ АЭС 
 

 
 
 
 
Цель занятия: 
 
• дать краткое, но целостное представление о современных 
проблемах управления безопасностью и рисками АЭС и обратить 
внимание читателя на ряд нерешённых задач. 
 
Вы узнаете: 
 
• что следует понимать под управлением безопасностью и рисками, 
какими нормативными документами это закреплено, что такое 
пирамида стандартов МАГАТЭ;  
• какие виды финансовых и нефинансовых рисков могут возникать 
в процессе эксплуатации АЭС; 
• какие нерешённые методологические проблемы стоят перед 
российскими специалистами в области управления безопасностью 
и рисками АЭС. 
 
В программе занятия: 
 
• 
лекция, которая должна заинтересовать читателя и мотивировать 
его на дальнейшее изучение учебного материала; 
• 
вопросы и ответы; 
• 
тесты для самооценки. 
 

1.1. Безопасность АЭС 
 
Общее понятие безопасности содержится в  законе РФ «О безопасности» [
1] и определено как состояние защищённости жизненно 
важных интересов личности, общества и государства от внутренних 
и внешних угроз. Такая общая трактовка безопасности применительно 
к АЭС нуждается в уточнении. 
Поскольку АЭС – это сложная система, содержащая ядерный 
реактор (реакторы), комплекс систем, устройств, оборудования и 
сооружений с необходимым персоналом, то и её безопасность следует 
трактовать как безопасность сложной системы (CC). 
Определение [2]: Безопасность АЭС – свойство CC при нормальной 
эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, 
включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, 
население и окружающую среду установленными пределами. 
Из приведённого определения следует, что свойство безопасности 
АЭС связано с её состояниями. На рис. 1.1 приведена схема 
состояний АЭС. 
 
Состояния АЭС 

↓
↓ 
Эксплуатационные 
 
Аварийные 

↓
↓
↓
↓
↓
↓ 

Нормальная эксплуатация 


Ожидаемые нарушения 
нормальной 
эксплуатации 


Незначительные 
аварии 

 

Проектная 
 авария 

Запроектная 
 авария 

Тяжелая 
 авария 

 
Рис. 1.1. Схема состояний АЭС 
 
Ниже даны пояснения терминам, приведённым на рис. 1.1. Определения 
взяты из работ [2,3]. Приоритет отдаётся российским 
нормам [2], однако в тех случаях, когда эквивалентное определение 
в российских нормах отсутствует,  даётся определение из международных 
норм и правил [3]. 

Нормальная эксплуатация [2] – эксплуатация АС в определенных 
проектом эксплуатационных пределах и условиях. 
Ожидаемые нарушения нормальной эксплуатации (ожидаемое 
при эксплуатации событие) [3] – отклонение эксплуатационного 
процесса от нормальной эксплуатации, которое предположительно 
может произойти, как минимум, один раз в течение срока 
службы (жизненного цикла) установки, но которое благодаря соответствующим 
предусмотренным в проекте мерам не нанесёт значительного 
повреждения узлам, важным для безопасности, и не приведёт 
к аварийным условиям. 
Незначительные аварии [3] – аварии, которые не квалифицируются 
определённо как проектные аварии, но охватываются последними. 

Проектная авария [2] – авария, для которой проектом определены 
исходные события и конечные состояния и предусмотрены 
системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного 
отказа систем безопасности или одной независимой от исходного 
события ошибки персонала ограничение ее последствий 
установленными для таких аварий пределами. 
Запроектная авария [2] – авария, вызванная не учитываемыми 
для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся 
дополнительными по сравнению с проектными авариями 
отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией 
ошибочных решений персонала. 
Тяжелая авария [2] – запроектная авария с повреждением твэлов 
выше максимального проектного предела, при которой может 
быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных 
веществ в окружающую среду. 
 
1.1.1. Цели безопасности 
 
Общая цель ядерной безопасности – защитить отдельных лиц, 
общество и окружающую среду от вредных последствий путём 
создания и поддержания на ядерных установках эффективных 
средств защиты от радиационной опасности. 
Цель защиты от радиационной опасности – обеспечить, чтобы 
дозы облучения во всех эксплуатационных состояниях на установ-

ке или в результате любого запланированного выброса радиоактивных 
материалов с установки поддерживались ниже предписанных 
пределов и на разумно достижимом низком уровне, а также 
обеспечить смягчение радиологических последствий любых аварий. 

Принцип ALARA (As Low As Reasonably Achievable)  – предусматривает 
поддержание на возможно низком и достижимом уровне 
как индивидуальных (ниже пределов, установленных действующими 
нормами), так и коллективных доз облучения, с учетом 
социальных и экономических факторов. Принцип ALARA широко 
используется на АЭС и других радиационно-опасных объектах всего 
мира в качестве одного из важнейших принципов обеспечения 
радиационной безопасности при планировании, подготовке и выполнении 
радиационно-опасных работ. 
Техническая цель безопасности – принять все практически осуществимые 
меры для предотвращения аварий на ядерных установках 
и смягчить их последствия, если они произойдут. 
 
1.1.2. Классификация систем, элементов АЭС  
и классы безопасности 
 
Схема классификации систем и элементов АЭС приведена на 
рис. 1.2. 
По влиянию элементов АС на безопасность устанавливаются 
четыре класса безопасности. 
К классу безопасности 1 относятся твэлы и элементы АЭС, отказы 
которых являются исходными событиями запроектных аварий, 
приводящими при проектном функционировании систем безопасности 
к повреждению твэлов с превышением установленных 
для проектных аварий пределов. 
К классу безопасности 2 относятся следующие элементы АЭС: 
- элементы, отказы которых являются исходными событиями, 
приводящими к повреждению твэлов в пределах, установленных 
для проектных аварий, при проектном функционировании систем 
безопасности с учетом нормируемого для проектных аварий количества 
отказов в них; 

- элементы систем безопасности, единичные отказы которых 
приводят к невыполнению соответствующими системами своих 
функций. 

 
Рис. 1.2. Схема классификации систем и элементов АЭС 
 
К классу безопасности 3 относятся элементы АЭС: 
- систем, важных для безопасности, не вошедшие в классы безопасности 
1 и 2; 
- содержащие радиоактивные вещества, выход которых в окружающую 
среду (включая производственные помещения АЭС) при 
отказах превышает значения, установленные в соответствии с нормами 
радиационной безопасности; 
- выполняющие контрольные функции радиационной защиты 
персонала и населения. 
К классу безопасности 4 относятся элементы нормальной эксплуатации 
АС, не влияющие на безопасность и не вошедшие в 
классы безопасности 1, 2, 3. 
 
1.1.3. Показатели состояний ядерной  
и радиационной безопасности АЭС 
 
Проверки АЭС международными экспертами МАГАТЭ и Всемирной 
ассоциации организаций, эксплуатирующих АЭС (ВАО