Глубокоэшелонированная защита аэс реферат

Обновлено: 02.07.2024

1. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты. 2. Предотвращение и ослабление аварий. 3. Физические барьеры и уровни защиты,

ЛЕКЦИЯ №2-4 2019
1. Концепция
глубокоэшелонированной
защиты.
2. Предотвращение и
ослабление аварий.
3. Физические барьеры и
уровни защиты,
обеспечивающие
безопасность АЭС.

2. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

ПРИНЦИП ГЛУБОКО ЭШЕЛОНИРОВАННОЙ ЗАЩИТЫ
Принцип глубоко эшелонированной
защиты является одним из основных
фундаментальных принципов
безопасности.
Он лежит в основе всех проектноконструкторских, технологических,
организационно-технических и
эксплуатационных мероприятий по
обеспечению безопасности АЭС. Это
объясняется тем, что вся деятельность
по безопасности, связана ли она с
организацией и действиями людей, или
с созданием безопасно-устойчивого
оборудования и специальных средств
(систем), обеспечивающих
безопасность, осуществляется на
основе многократно перекрывающихся
мер (эшелонов) или уровней защиты.

3. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

Концепция создания ряда последовательных
физических барьеров и уровней защиты и
использование функций безопасности (СБ) является
главной особенностью принципа ГЭЗ (рис.1).

4. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

Она предусматривает общую стратегию для мер и
средств безопасности АЭС. Эта концепция
гарантирует, что единичный отказ технических
средств или ошибка персонала с учетом
дополнительного отказа элементов СБ не приведут к
авариям и к ущербу для населения, а при наложении
многих отказов – вероятность опасных последствий
отказов уменьшается (ослабляется).
Принцип ГЭЗ практически реализуется на
АЭС по трем основным направлениям:
1.установление последовательных
физических барьеров и уровней защиты на
пути распространения РАВ в окружающую
среду при ядерных авариях;
2.защиту барьеров от повреждений, т.е.
сохранение их целостности и эффективности;
3.разработка мероприятий по защите
населения и окружающей среды в случае
разрушения барьеров.

5. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

В результате применения ГЭЗ на АЭС
представляется возможным осуществлять
два стратегических принципа обеспечения
безопасности:
– предотвращать аварии
или ослаблять их последствия.
Поэтому для предотвращения аварий и
ослабления их последствий применяются
физические барьеры безопасности и уровни
защиты.
Предотвращение аварий
Предотвращение неисправностей и
нарушений, ведущих к авариям, особенно к
авариям, которые могут привести к
серьезному повреждению активной зоны, - это
основной стратегический принцип
обеспечения безопасной эксплуатации АЭС.
Реализация этого принципа осуществляется за
счет конструктивных средств и
эксплуатационных мероприятий.

6. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

Первое средство предотвращения аварий
связано с достижением высокого качества
проектирования, изготовления и монтажа
оборудования и эксплуатации АЭС, что
существенно снижает вероятность
возникновения аварийных ситуаций.
Вторым средством предотвращения аварий
является применение систем безопасности
(СБ) в дополнение к системам нормальной
эксплуатации. При этом достоинством СБ
является широкое использование
резервирования и физического разделения
компонентов, а также использование
пассивных СБ.
Пассивные СБ функционируют наиболее
надежно в аварийных ситуациях, т.к.
действуют без команд на включение и не
требуют энергетического обеспечения.

7. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

Третье средство предотвращения
аварий связано:
• с эксплуатационной практикой и
подготовленностью персонала, его
умением управлять авариями и
держать под контролем аварийные
ситуации;
• с регулярным инспектированием,
контролем и испытаниями систем и
оборудования, включая СБ, для
обнаружения деградации, которая
может сказаться на безопасности
АЭС;
• с проведением ВАБ, результаты
которого могут быть использованы
при эксплуатации для изучения
возможностей предотвращения
аварий.

8. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

Ослабление аварий
Для ослабления возможных проектных
аварий, которые могут перерасти в
запроектные, на АЭС должны быть
предусмотрены меры по ослаблению
таких аварий и уменьшению последствий
выброса РАВ.
Меры по ослаблению аварий расширяют
концепцию ГЭЗ за рамки предотвращения
аварий.
Эти меры можно разделить на 3
группы:
1.управление аварией,
2.применение инженернотехнических мер безопасности и
3.контрмеры вне площадки.

9. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

1. Управление аварией включает
действия персонала, при которых
оптимально используется имеющееся
оборудование с целью восстановления
контроля и возвращения АЭС в
безопасное состояние.
При этом обеспечивается останов
реактора, постоянное и надежное
охлаждение активной зоны, удержание
и локализация РАВ в пределах
защитной оболочки.
2. Инженерно-технические меры
предусматривают использование
главным образом физических барьеров
и уровней защиты для удержания РАВ,
высвободившихся из активной зоны
при аварии, и обеспечение
минимального выброса их в
окружающую среду.

10. 1. Концепция глубокоэшелонированной защиты.

В случае отказа (повреждения)
инженерно-технических средств
(физических барьеров) и недостаточной
эффективности мер по управлению
аварией предусматриваются также
3.контрмеры вне площадки АЭС
по защите населения и
окружающей среды.
Назначение контрмер – создание
защитных действий, таких как укрытие
или эвакуация населения,
предотвращение переноса РАВ по
пищевым цепочкам и другими путями к
человеку.

11. Физические барьеры

При создании АЭС безопасность
обеспечивается за счет последовательной
реализации принципа защиты в глубину
(концепции ГЭЗ), основанного на
применении системы физических барьеров
на пути распространения ионизирующего
излучения и РАВ в окружающую среду, и
системы уровней защиты – организационнотехнических мер по защите барьеров,
сохранению их эффективности с целью
защиты персонала, населения и
окружающей среды (рис.2).
Система физических барьеров
включает:
1.топливную матрицу;
2.оболочку ТВЭЛа;
3.границы контура теплоносителя,
охлаждающего активную зону;
4.герметичное ограждение РУ и
биологическую защиту.

12. Физические барьеры на пути распространения радиоактивности

2-й
барьер
Оболочка
ТВЭЛ
1-й
барьер
Матрица
топлива
3-й барьер
Корпус
реактора,
оборудование
1 контура
4-й (и 5-й)
барьеры
Биологическая
защита и
Герметичная
оболочка РО

13. Топливная матрица

Топливная матрица представляет собой
первый барьер на пути выхода
радиоактивных продуктов. Топливная
матрица представляет собой топливную
композицию из спрессованного
диоксида урана UO2 в виде таблетки.
Таблетки изготавливаются холодным
прессованием с последующим
спеканием при температуре 1700 оС.
Топливная матрица обладает высокой
твердостью и радиационной стойкостью
(1022 нейтрон/см2), а также химически
устойчива к воде и водяному пару.
Температура плавления топливной
матрицы 2800 оС, что наряду с
вышеперечисленными свойствами
позволяет удерживать при нормальных
рабочих температурах большую часть
продуктов цепной реакции деления
внутри себя.

Целью данной работы является изучение основных методов анализа безопасности АЭС и определение уровня безопасности современных АЭС.
Для атомной станции обеспечение безопасности основывается на концепции глубокоэшелонированной защиты и означает наличие многоуровневой защиты. Главной задачей обеспечения безопасности является предупреждение аварий. В случае возникновения аварии предусматриваются мероприятия по ее смягчению. Глубокоэшелонированная защита представляет собой широкий круг мер – от предотвращения и контроля незначительных событий и отклонений от нормальных эксплуатационных условий в нормальных условиях – до управления авариями, причиняющими крупный ущерб АЭС.

Прикрепленные файлы: 1 файл

анализ безопасности.doc

В сделанных консервативных допущениях следует принимать во внимание неопределенности начальных условий в реакторе, включая установки срабатывания систем безопасности [7].

В анализ проектных аварий следует включать все отказы, которые могут произойти как следствие исходного события. Сюда входит следующее:

    1. Если исходным событием является отказ части системы электроснабжения, в анализе ПА следует предполагать неработоспособность всего оборудования, питаемого от этой части системы;
    2. Если исходное событие является высокоэнергетическим событием, таким как отказ в системе, работающей под давлением, приводящий к выбросу горячей воды или биению трубопровода, в определение ПА следует включать отказы оборудования, которое может от этого пострадать;
    3. Для внутренних событий, таких как пожары, затопления или внешних событий, таких как землетрясения, в определение проектного события следует включать отказы всего оборудования, которое не спроектировано, чтобы противостоять их воздействию, и не защищено от них.

Ввиду очень консервативной природы этих допущений детерминистский анализ безопасности часто предлагает очевидную демонстрацию существования больших запасов до превышения пределов безопасности. Однако при использовании анализа необходима осторожность, поскольку такой результат не всегда имеет место[7].

2.1.4 Приемочные критерии

Разрабатываются приемочные критерии для событий и параметров в пределах проектных основ. Этими критериями поддерживается адекватный уровень глубокоэшелонированной защиты путем предотвращения повреждения барьеров, препятствующих выходу радиоактивных веществ и предотвращающих недопустимые радиоактивные выбросы [7].

Приемочные критерии разрабатываются на двух уровнях следующим образом:

    1. Общие критерии высокого уровня, относящиеся к дозам облучения населения или к предотвращению зависимого отказа границы давления при аварии. Они часто определены законодательно или регулирующим органом;
    2. Детальные критерии, определяемые проектантом или аналитиком. Они выбираются так, чтобы быть достаточными, но не необходимыми для достижения общих приемочных критериев. Вдобавок аналитик может установить цели на более детальном уровне (более детальные приемочные критерии) для упрощения анализа (например, для избегания необходимости выполнять очень сложные расчеты). Диапазон и условия применимости каждого конкретного критерия следует четко определять.

Приемочные критерии следует относить к условиям, связанным с аварией – например, частотой исходного события или конструкцией реактора и условиям на станции. Как правило, различные критерии необходимы для суждения об уязвимости отдельных барьеров и для различных аспектов аварии. К событиям с большей частотой реализации часто применяют более строгие критерии. Но каждый критерий нормирует одну из сторон обеспечения безопасности, не давая при этом ее единой комплексной оценки [7].

Радиационные критерии для ожидаемых нарушений нормальной эксплуатации обычно являются более ограничивающими, поскольку частота этих событий больше. Как правило, следует, чтобы не было отказов каких-либо физических барьеров (топливной матрицы, оболочек твэлов, границы реакторного контура или защитной оболочки) и повреждения топлива (или дополнительного повреждения топлива, если его незначительная утечка в пределах безопасной эксплуатации уже имеет место).

Общим приемочным критерием для ПА следует считать либо отсутствие радиационного воздействия вне площадки, либо только незначительное радиационное воздействие за пределами зоны отчуждения. Величину незначительного радиационного воздействия следует определять регулирующему органу, но обычно эта величина соответствует очень ограниченным пределам доз с целью исключения необходимости противоаварийных действий за пределами площадки [7].

Детальные приемочные критерии могут включать следующее:

    1. Не следует, чтобы событие приводило к последующим более тяжелым состояниям станции без возникновения дополнительных независимых отказов. Так, не следует, чтобы в результате ожидаемого нарушения нормальной эксплуатации возникала ПА, а запроектная авария – в результате ПА;
    2. Не допускается зависимой потери функций систем безопасности, необходимых для ослабления последствий аварии;
    3. Системы, используемые для ослабления аварий, проектируют способными противостоять максимальным нагрузкам, напряжениям и условиям работы при анализируемых авариях. Это следует оценивать в отдельном анализе, охватывающем условия окружающей среды (т.е. температуру, влажность, химический состав окружающей среды), а также тепловые и механические нагрузки на станционные конструкции и компоненты;
    4. Не следует, чтобы давление в первом и втором контурах выходило за соответствующие проектные пределы, установленные для существующего состояния станции. Дополнительный анализ повышения давления может потребоваться для изучения влияния отказов предохранительных и сбросных клапанов;
    5. Для каждого типа аварийных событий устанавливают допустимую степень повреждения оболочек твэлов, позволяющую соблюсти общий радиационный критерий;
    6. При авариях с потерей теплоносителя, оголением и разогревом топлива обеспечивают сохранение охлаждаемой геометрии и конструкционной целостности топливных стержней;
    7. Не следует допускать выхода температуры, давления или перепадов давления в защитной оболочке за значения, использованные как проектная основа защитной оболочки.

2.1.5 Рассмотрение тяжелых аварий

Из-за множественных отказов или ошибок операторов системы безопасности не способны выполнить одну или несколько функций безопасности, что приводит к значительному повреждению активной зоны, создающему угрозу оставшимся барьерам на пути распространения радиоактивных веществ. Такие аварии называются тяжелыми. Тяжелые аварии могут развиваться до:

    1. повреждения активной зоны плюс разрушение первого контура, но не защитной оболочки;
    2. повреждения активной зоны плюс разрушение первого контура и защитной оболочки, приводящего к большому выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду и необходимости применения внешнего противоаварийного плана.

Детерминистский анализ безопасности нацелен на количественную оценку станционных запасов по безопасности и демонстрацию того, что определенная степень глубокоэшелонированной защиты обеспечена для этого класса аварий. Сюда включены такие меры, которые разумно осуществимы, чтобы:

    1. Предотвращать развитие событий в тяжелую аварию, контролировать протекание тяжелых аварий и ограничивать выбросы радиоактивных веществ за счет предусматриваемого дополнительного оборудования и процедур управления авариями;
    2. Ослаблять радиационные последствия, которые могут иметь место, за счет предусматриваемых противоаварийных планов на площадке и за ее пределами.

Для тех гипотетических тяжелых аварийных последовательностей (например, плавление активной зоны при высоком давлении в реакторах ВВЭР), которые могут приводить к раннему отказу защитной оболочки, следует продемонстрировать, что они могут быть исключены с очень высокой степенью уверенности [7].

В детерминистском анализе тяжелых аварий рассматривают набор представительных последовательностей, в которых системы безопасности не сработали, и некоторые барьеры на пути выхода радиоактивных веществ отказали или оказались забайпасированными. Эти последовательности следует отбирать путем добавления дополнительных отказов или ошибок персонала к последовательностям ПА (добавить отказ системы безопасности) и к доминантным аварийным последовательностям.

Детали тяжелых аварийных после довательностей, которые следует анализировать, будут различны в зависимости от конструкции систем безопасности реактора [7].

В оценке тяжелых аварий полностью учитывают проектные возможности станции, включая использование некоторых систем, относящихся и не относящихся к обеспечению безопасности, не по проектному назначению, для возвращения потенциально тяжелой аварии в контролируемое состояние и ослабления ее последствий. Если предполагается нештатное использование систем, то следует иметь разумные основания, чтобы считать, что эти системы могут и будут использованы так, как принято в анализе.

Приемочные критерии для тяжелых аварий обычно сформулированы в терминах критериев риска. Однако имеется лишь ограниченное согласие по поводу того, каковы должны быть эти критерии. В ряде стран определены также и детерминистские приемочные критерии, примерно следующие:

    1. Не следует, чтобы имел место отказ защитной оболочки вскоре после начала тяжелой аварии;
    2. Не следует иметь последствия для здоровья в краткосрочной перспективе после тяжелой аварии;
    3. Последствия для здоровья в долгосрочной перспективе /выброс 137 Cs следует удерживать в предписанных пределах после тяжелой аварии.

Для новых станций тяжелые аварии рассматривают на этапе проектирования. Однако для эксплуатируемых станций следует разрабатывать руководство по управлению тяжелыми авариями, которое обеспечивает использование всего работоспособного оборудования и процедур для ослабления последствий аварии. Такие меры могут включать использование альтернативных или работающих на ином принципе систем, процедуры и методы использования, не относящегося к безопасности оборудования, а также использование внешнего оборудования для временного замещения стандартных компонентов.

При детерминистском анализе оценивается наличие отрицательных обратных связей при всех отклонениях от эксплуатационных режимов, исключение аварий с разуплотнением всего контура теплоносителя (низкое давление, затвердение расплава и т.п.); исключение токсичности теплоносителя при протечках; возможность уплотнения контура для высокотекучих сред и т.п. Но детерминистский анализ не дает количественного масштаба для измерения ядерной безопасности, по которому можно было бы сделать выбор более безопасного реактора из разных вариантов его конструкции. Он свидетельствует, что заранее установленный, конечный перечень исходных событий не приводит к сверхнормативному повреждению топлива, к ядерной аварии [7].

При детерминистском подходе АЭС рассматривается как объект, состоящий из различных частей. Каждая часть считается приемлемой, если она удовлетворяет всем физическим, функциональным и структурным требованиям. Приемлемым считается весь объект в целом, если все части (компоненты и системы) удовлетворительны.

2.2 Вероятностный анализ безопасности

Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) в настоящее время используется для оценки сбалансированности проекта, установления вклада исходных событий в вероятность ядерной аварии и принятия на этой основе технических решений для конкретного реактора. Количественные величины, получаемые в вероятностных анализах, не должны вводить в заблуждение и использоваться как масштаб измерения безопасности [5].

Вероятностный анализ безопасности обеспечивает всесторонний структурированный подход к определению сценариев аварий и получения количественных оценок риска. В зависимости от видов исследуемых последствий различаются следующие уровни ВАБ АЭС (на примере АЭС с реакторами ВВЭР):

ВАБ уровня 1 – анализ особенностей проекта и эксплуатации АЭС, в ходе которого производится идентификация аварийных сценариев и комбинаций событий, вносящих значимый вклад в вероятность повреждения ядерного топлива, а также оценка общей вероятности повреждения топлива в активной зоне реактора, в местах его хранения и в процессе его транспортировки.

ВАБ уровня 2 – анализ физических процессов при тяжелой аварии с повреждением топлива. Здесь учитывается влияние систем безопасности АЭС (включая специальные системы локализации последствий аварий) на время возникновения, виды и количество аварийных радиоактивных выбросов в окружающую среду. Результатом является оценка условной вероятности потери функции (повреждения) защитной оболочки и оценка вероятности выхода радионуклидов за ее пределы.

ВАБ уровня 3 – анализ распространения радионуклидов в окружающей среде, оценка влияния на здоровье населения и расчет вероятных экономических последствий аварий с выходом радиоактивных веществ за пределы герметичной оболочки.

ВАБ уровня 1 в настоящее время выполнен для большей части атомных электростанций в мире. Однако в последние годы новым стандартом для многих типов атомных электростанций является выполнение ВАБ уровня 2. К настоящему времени выполнено относительно мало ВАБ уровня 3 [7].

Результаты ВАБ используют как часть процесса проектирования для оценки уровня безопасности станции. Понимание, полученное в результате ВАБ, учитывают наряду с полученным из детерминистского анализа при принятии решений, касающихся безопасности станции. Это следует организовывать как итерационный процесс, нацеленный на обеспечение того, что национальные требования и критерии выполнены, проект сбалансирован и риск находится на разумно достижимом низком уровне.

Результаты ВАБ также используют для выявления слабых мест в конструкции или эксплуатации станции. Это может быть сделано путем изучения вклада групп исходных событий в риск и путем оценки важности вклада систем безопасности и ошибок персонала в общий риск. Если в результате ВАБ выявлено, что в конструкцию или эксплуатацию станции могут быть внесены изменения, понижающие риск, эти изменения следует внедрять там, где это разумно достижимо, принимая во внимание затраты и выгоду модификаций.

Кроме того, результаты ВАБ следует сравнивать с вероятностными критериями безопасности, если таковые определены для станции. Это следует делать для всех вероятностных критериев, определенных для станции, включая те, которые касаются надежности систем, повреждения активной зоны, выбросов радиоактивных веществ, влияния на здоровье работников и населения и последствий за пределами площадки, таких как загрязнение территории и ограничения продовольствия [7].

В РФ, как и во многих странах мира, сооружаются и работают атомные электростанции, предназначенные для производства электроэнергии и тепла.

По назначению и технологическому принципу действия атомные электростанции практически не отличаются от традиционных тепловых электростанций (ТЭС), использующих в качестве топлива уголь, газ или нефть. Как и ТЭС или другие промышленные предприятия, атомные электростанции неизбежно оказывают определенное влияние на окружающую их природную среду за счет:

· технологических сбросов тепла (тепловое загрязнение);

· выбросов, образующихся при эксплуатации газообразных и жидких радиоактивных продуктов, которые хотя и незначительны и строго нормированы, но имеют место.

Главная особенность технологического процесса на АС с использованием ядерного топлива заключается в образовании значительных количеств радиоактивных продуктов деления, находящихся, в основном, в тепловыделяющих элементах активной зоны реактора. Для надежного удержания (локализации) радиоактивных продуктов в ядерном топливе и в границах сооружений атомной станции в проектах АС предусматривается ряд последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в окружающую среду. В связи с этим атомные станции технически более сложны по сравнению с традиционными тепловыми и гидравлическими электростанциями.

Как показывает практика, на АС возможны нарушения режимов нормальной эксплуатации и возникновение аварийных ситуаций с выходом радиоактивных веществ за пределы АС. Это представляет потенциальный риск для персонала АС, населения и окружающей среды и требует принятия технических и организационных мер, снижающих вероятность возникновения таких ситуаций до приемлемого минимума.

С публикацией документа МАГАТЭ INSAG-4 “Культура безопасности” изменился взгляд на пути обеспечения безопасности. В частности, в данном документе подчеркивается необходимость формирования у эксплуатационного персонала не механического, а осознанного, нацеленного на безопасность мышления и следованиям нормативной документации.

Любые виды промышленной деятельности характеризуются наличием риска возникновения аварий с серьезными последствиями. Для каждого вида деятельности риск специфичен, также как и меры по его уменьшению. Так, в химической промышленности это риск утечки токсичных веществ в окружающую среду, риск пожаров и взрывов на химических заводах. Ядерная промышленность не является исключением.

Особенностью объектов ядерной энергетики, основную часть которых представляют атомные станции, является образование и накопление значительных количеств радиоактивных веществ в процессе их эксплуатации. Большую их часть составляют продукты деления урана с суммарной активностью порядка 10 20 Беккерелей (Бк)[*]. Именно по этой причине с АС связан специфический риск — потенциальная радиологическая опасность для населения и окружающей среды в случае выхода радиоактивных продуктов за пределы АС.

Многолетний опыт эксплуатации АС показывает, что при работе в нормальных режимах они оказывают незначительное влияние на окружающую среду (радиационное воздействие от них составляет величины, не превышающие 0,1-0,01 от фоновых значений природной радиации). В отличии от электростанций, работающих на органическом топливе, АС не потребляют кислород, не выбрасывают в атмосферу золу, углекислый и сернистый газы и окись азота. Радиоактивные выбросы атомной станции в атмосферу создают в десятки раз меньшую дозу облучения на местности, чем тепловая станция той же мощности.**

Тем не менее, при эксплуатации АС не включается вероятность возникновения инцидентов и аварий, включая тяжелые аварии, связанные с повреждением тепловыделяющих элементов и выходом из них радиоактивных веществ. Тяжелые аварии проходят очень редко, но величины их последствий при этом очень велики. Таким образом, вероятность возникновения аварии находится в обратной зависимости от величины ее последствий, что хорошо иллюстрирует кривая Фармера.

Основной целью обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла АС является принятие эффективных мер, направленных на предотвращение тяжелых аварий и защиту персонала и населения за счет предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при любых обстоятельствах.

АС является безопасной, если:

· радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при проектных авариях не приводит к превышению установленных величин;

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

Жизненный цикл АС, начиная с этапа проектирования и заканчивая этапом снятия с эксплуатации, пронизан деятельностью, направленной на обеспечение безопасности, причем для каждого этапа характерен свой набор задач.

КРИВАЯ ФАРМЕРА

(зависимость величины последствий аварии от

вероятности ее возникновения)

(дозовый предел облучения, Зв/год)

проектные аварии риск отказов и нарушений при

10 -7** 10 -2 ВЕРОЯТНОСТЬ

* остаточный риск - это риск, который продолжает существовать несмотря на все предпринятые меры (например, риск падения метеорита на защитную оболочку АС )

** вероятность 10-7 означает, что событие может произойти 1 раз в

Основы безопасной эксплуатации АС закладываются на этапе проектирования, поэтому главные задачи этого этапа — наиболее полный учет в проекте требований и принципов безопасности, использование систем безопасности и таких проектных решений, при которых реакторная установка обладает свойствами самозащищенности.

На этапах изготовления оборудования и строительства АС задачами безопасности являются применение апробированных технологий, соблюдение проектных требований и требований специальной нормативно-технической документации и выполнение работ на высоком уровне качества.

На этапе ввода в эксплуатацию задачами обеспечения безопасности являются всеобъемлющие и качественные наладка и функциональные испытания смонтированного оборудования и систем с целью подтверждения их соответствия требованиям проекта.

На этапе эксплуатации главной задачей обеспечения безопасности является ведение технологических режимов м соответствии с технологическим регламентом, инструкциями по эксплуатации и другими регламентирующими документами при наличии необходимого уровня подготовки персонала и организации работ. Конкретные задачи зависят от режимов эксплуатации.

Задача нормальной эксплуатации — сведение к минимуму радиоактивных выбросов, присущих режиму нормальной эксплуатации, за счет:

· обеспечения правильного функционирования систем и оборудования;

· предупреждение отказов и аварий.

При возникновении отказов и инцидентов — предотвращение из перерастания в проектные аварии за счет:

· следования соответствующим инструкциям;

· контроля за важными для безопасности параметрами.

При возникновении проектных аварий — предотвращение их перерастания в запроектные за счет:

· следования инструкциям и процедурам по управлению и ликвидации аварий;

· контроля правильности функционирования систем безопасности.

При возникновении запроектных аварий — сведение к минимуму воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду за счет:

· ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения;

· следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авариями.

На этапе снятия с эксплуатации задачей безопасности является выполнение мероприятий по долговременному захоронению радиоактивных продуктов и надзору за безопасностью при выполнении демонтажа оборудования.

В настоящее время мировым сообществом выработаны общие принципы обеспечения безопасности АС. Они универсальны для всех типов реакторов, хотя и существует необходимость их адаптации к проектным или эксплуатационным особенностям конкретных реакторных установок. Эти принципы уточняются и дополняются по результатам опыта эксплуатации и анализа аварий (например, анализа уроков, извлеченных из аварии на АС “Три Майл Айленд”).

Основные принципы безопасности содержатся как в российской нормативной, так и в международной нормативно-регламентирующей документации. Международным Агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) и Международной консультативной группой по ядерной безопасности (INSAG)[†] разработан ряд рекомендательных документов, определяющих общие подходы и принципы обеспечения безопасности. Среди них документами принципиального значения являются: “Основные принципы безопасности атомных электростанций” (INSAG-3) и “Культура безопасности” (INSAG-4).

В Российской Федерации действует более сотни специальных правил и норм (серия “Правила и нормы в атомной энергетике” - ПНАЭ). Эта документация нормативного характера охватывает все этапы жизненного цикла АС; она была разработана на основе международного опыта с учетом российской специфики. В частности, в “Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций -(ОПБ-88)” как в документе верхнего уровня, определены основные цели, критерии и принципы безопасности АС, на основе которых разработаны специальные нормы и правила следующих уровней. В ОПБ-88 учтены рекомендации INSAG-3,INSAG-4 и других документов МАГАТЭ.

ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ БЕЗОПАСНОСТИ :

Среди основных принципов безопасности АС особое место занимает принцип защиты в глубину (глубоко эшелонированной защиты).

Принцип глубоко эшелонированной защиты предполагает создание ряда последовательных уровней защиты от вероятных отказов технических средств и ошибок персонала, включая:

· установление последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду;

· предусмотрение технических и административных мероприятий по сохранению целостности и эффективности этих барьеров;

· предусмотрение мероприятий по защите населения и окружающей среды в случае разрушения барьеров.

Принцип глубоко эшелонированной защиты обеспечивает ограничение в рамках каждого уровня (эшелона) последствий вероятных отказов технических средств и ошибок персонала и гарантирует, что единичный отказ техническиx средств или ошибка персонала не приведут к опасным последствиям. В случае множественных отказов технических средств и/или ошибок персонала, применение этого принципа снижает вероятность отрицательного воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду.

В основе данного принципа лежит установление ряда последовательных физических барьеров, обеспечивающих надежное удержание радиоактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АС. Система барьеров включает в себя:

1. топливную матрицу;

2. оболочки тепловыделяющих элементов;

3. границы контура теплоносителя;

4. герметичное охлаждение локализующих систем безопасности (например, защитная оболочка).

Каждый физический барьер проектируется и изготавливается с учетом специальных норм и правил для обеспечения его повышенной надежности. Количество барьеров между радиоактивными продуктами и окружающей средой, а также их характеристики определяются в проектах АС.

В процессе эксплуатации состояние физических барьеров контролируется прямыми методами (например, визуальных контроль тепловыделяющих сборок перед их загрузкой в активную зону) или косвенными методами (например, измерение активности теплоносителя и воздушной среды в объеме защитной оболочки).

При обнаружении неэффективности или повреждения любого физического барьера АС останавливается для устранения причин и восстановления его работоспособности.

Принцип глубоко эшелонированной защиты распространяется не только на элементы, оборудование и инженерно-технические системы, влияющие на безопасность АС, но также на деятельность человека (например, на организацию эксплуатации, административный контроль, подготовку и аттестацию персонала).

ФУНКЦИОНАЛЬНОЕ РАЗВИТИЕ КОНЦЕПЦИИ ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ

поддержание нормальных режимов эксплуатации АС

проверка и обеспечение работоспособности оборудования и систем, связанных с безопасностью АС

предотвращение аварий и аварийных ситуаций

управление авариями и ослабление их последствий

защита населения и окружающей среды от недопустимого воздействия радиации

действия по восстановле

нию КФБ, планы защиты персонала и населения

системы и оборудование нормальной эксплуатации

технологические защиты и блокировки

проектные системы безопасности

специальные средства на случай тяжелых аварий

Первым уровнем защиты являются качественно выполненный проект АС, в котором все проектные решения обоснованы и обладают определенной степенью консерватизма с точки зрения безопасности, и качество подготовки и квалификации эксплуатационного персонала. При ведении технологического процесса первый уровень защиты физических барьеров обеспечивается за счет поддержания рабочих параметров АС в заданных проектных пределах, при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения. На эффективность первого уровня защиты существенное влияние оказывает развитость свойств внутренней самозащищенности реакторной установки, то есть свойств, определяющих устойчивость к опасным отклонениям параметров технологического процесса и способность к восстановлению параметров в пределах допустимых значений.

Вторым уровнем защиты АС является обеспечение готовности оборудования и систем, важных для безопасности станции, путем выявления и устранения отказов. Важное значение на данном уровне защиты имеет правильное управление АС при возникновении отклонений от режимов нормальной эксплуатации и принятие персоналом своевременных мер по их устранению. Технически второй уровень обеспечивается надежным резервированием оборудования и систем для контроля состояния элементов и оборудования.

Третий уровень защиты АС обеспечивается инженерными системами безопасности, предусматриваемыми в проекте станции. Он направлен на предотвращение перерастания отклонений от режимов нормальной работы в проектные аварии, а проектных аварий — в тяжелые запроектные аварии. Основными задачами на этом уровне защиты являются: аварийный останов реактора, обеспечение отвода тепла от активной зоны реактора с помощью специальных систем, а также локализация радиоактивных веществ в заданных проектом границах помещений или сооружений АС.

Четвертым уровнем глубоко эшелонированной защиты АС является управление авариями. Этот уровень защиты станции обеспечивается заранее запланированными и отработанными мероприятиями по управлению ходом развития запроектных аварий. Эти мероприятия включают в себя поддержание работоспособного состояния систем локализации радиоактивных веществ (в частности, защитной оболочки).

В процессе управления запроектной аварией эксплуатационный персонал использует любые имеющиеся в исправном состоянии системы и технические средства, включая проектные системы безопасности и дополнительные технические средства и системы, специально предназначенные для целей управления тяжелыми авариями.

Последним, пятым уровнем защиты являются противоаварийные меры вне площадок АС. Основная задача этого уровня состоит в ослаблении последствий аварий с точки зрения уменьшения радиологического воздействия на население и окружающую среду. Это уровень защиты обеспечивается за счет противоаварийных действий на площадке АС и реализации планов противоаварийных мероприятий на местности вокруг АС.

Таким образом, реализация принципа глубоко эшелонированной защиты позволяет достигать главной цели безопасности при эксплуатации — предотвращения отказов и аварий, а в случае их возникновения предусматривает средства по их преодолению и ограничению последствий аварий.

Анализ причин крупных аварий показал, что путь их протекания и из последствия находились в прямой зависимости от правильности применения мероприятий, предусмотренных принципом глубоко эшелонированной защиты. Для того, чтобы этот принцип был реализован и действовал в полной мере, необходимо обеспечить эффективность всех пяти уровней защиты в глубину.

Для достижения основной цели безопасности - предотвращения выхода радиоактивных продуктов за пределы физических барьеров - выполняются три следующие фундаментальные функции безопасности:

I. Контроль и управление реактивностью.

II.Обеспечение охлаждения активной зоны реактора.

III.Локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов.

Эти функции безопасности в соответствии с принципом защиты в глубину реализуются в проектах АС. Основной задачей эксплуатации является выполнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно, то есть во всех режимах, включая режимы останова энергоблока для перегрузки топлива.

I. КОНТРОЛЬ И УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТИВНОСТЬЮ

Цепная реакция деления ядерного материала, происходящая в активной зоне реактора, должна носить управляемый характер, то есть эффективный коэффициент размножения нейтронов Кэфф., характеризующийся отношением количества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных, должен придерживаться в районе значения Кэфф.=1.

То есть, при Кэфф.>1, r>0 и нейтронная мощность реактора растет;

при Кэфф.=1, r=0 и нейтронная мощность реактора остается постоянной;

[*] Беккерель, равный одному распаду в секунду. Активность.

** Например, тепловая станция мощностью 1000 МВт выбрасывает около 9000 тонн золы в год, содержащей около 1,8*10 5 -3,7*10 6 Бк/т естественных радиоактивных нуклидов.

[†] Международная консультативная группа по ядерной безопасности является группой при генеральном директоре МАГАТЭ; ее основные функции:

· обмен информацией по проблемам безопасности, имеющим международное значение;

· определение важных современных проблем ядерной безопасности;

· формулировка всеми разделяемой концепций и подходов к безопасности АС.

Теги: Принципы обеспечения безопасности АЭС на этапах, предшествующих эксплуатации Реферат Антикризисный менеджмент

Принципы глубоко эшелонированной защиты занимают особое место (иногда их называют даже стратегией), поскольку они лежат в основе всей технологии безопасности АЭС. Реализация этих принципов приводит к необходимости построения специальных систем для обеспечения безопасности.

Для компенсации потенциальных ошибок человека или механических отказов реализуется глубоко эшелонированная защита, опирающаяся на уровни защиты и включающая последовательность барьеров на пути выхода радиоактивных веществ в окружающую среду. Эта концепция включает защиту барьеров для предотвращения повреждения станции и самих барьеров, а также дальнейшую защиту населения и окружающей среды от ущерба, если барьеры окажутся не вполне эффективными. Вся деятельность по безопасности осуществляется на основе многократно перекрывающихся мер, чтобы в случае отказа можно было принять компенсирующие или корректирующие меры и предотвратить ущерб для отдельных лиц или населения.

Главной особенностью принципа глубоко эшелонированной защиты является идея многочисленных уровней защиты, включая:

- установление последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду;

- заблаговременное определение технических и административных мероприятий по сохранению целостности и эффективности этих барьеров;

- заблаговременное определение мероприятий по защите персонала, населения и окружающей среды в случае разрушениябарьеров.

Принцип глубоко эшелонированной защиты обеспечивает ограничение в рамках каждого уровня (эшелона) последствий вероятных отказов технических средств и ошибок персонала и гарантирует, что единичный отказ технических средств или ошибка персонала не приведут к опасным последствиям. В случае множественных отказов технических средств и/или ошибок персонала применение этого принципа снижает вероятность отрицательного воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду.

В основе данного принципа лежит установление последовательных физических барьеров, обеспечивающих надежное удержание радиоактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АЭС. В предыдущих главах при описании систем многократно упоминались барьеры безопасности, поэтому здесь целесообразно рассмотреть эти понятия более последовательно.

Система барьеров на пути распространения радиоактивности в окружающую среду включает:

- оболочки тепловыделяющих элементов;

- границы контура теплоносителя (первого);

герметичное ограждение локализующих систем безопасности (например, защитная оболочка).

В концепции глубоко эшелонированной защиты можно выделить уровни защиты АЭС и связать их с физическими барьерами (см. рис.).

Первым уровнем защиты являются качественно выполненный проект АЭС, в котором все проектные решения обоснованы и обладают определенной степенью консерватизма с точки зрения безопасности, и качество подготовки и квалификации эксплуатационного персонала. При ведении технологического процесса первый уровень защиты физических барьеров обеспечивается поддержанием рабочих параметров АЭС в заданных проектных пределах, при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения.

Взаимодействие физических барьеров и уровней защиты в концепции глубоко эшелонированной защиты Глубоко эшелонированная защита

Вторым уровнем защиты является обеспечение готовности оборудования и систем, важных для безопасности станции, путем выявления и устранения отказов. Важное значение на данном уровне защиты имеет правильное управление АЭС при возникновении отклонений от режимов нормальной эксплуатации и принятие персоналом своевре­менных мер по их устранению. Технически второй уровень обеспечи­вается надежным резервированием оборудования и систем для контроля состояния элементов и оборудования.

Третий уровень защиты направлен на предотвращение перерастания отклонений от режимов нормальной работы в проектные аварии, а проектных аварий - в тяжелые запроектные аварии, обеспечивается инженерными системами безопасности, предусматриваемыми в проекте станции. Основными задачами на этом уровне защиты являются: аварийный останов реактора, обеспечение отвода тепла от активной зоны реактора с помощью специальных систем, а также локализация радиоактивных веществ в заданных проектом границах помещений или сооружений АЭС.

Четвертым уровнем защиты является управление авариями, обеспечивается заранее запланированными и отработанными мероприятиями по управлению ходом развития запроектных аварий. Эти мероприятия включают поддержание работоспособного состояния систем локализации радиоактивных веществ (в частности, защитной оболочки). В процессе управления запроектной аварией эксплуатационный персонал использует любые имеющиеся в исправном состоянии системы и технические средства, включая проектные системы безопасности и дополнительные технические средства и системы, специально предназначенные для управления тяжелыми авариями.

Пятым уровнем защиты являются противоаварийные меры вне площадок АЭС. Основная задача этого уровня - ослабление последствий аварий, т.е. уменьшение радиологического воздействия на население и окружающую среду. Это уровень защиты обеспечивается противоаварийными действиями на площадке АЭС и реализацией планов противоаварийных мероприятий на местности вокруг АЭС.

Таким образом, реализация принципа глубоко эшелонированной защиты позволяет достигать главной цели безопасности при эксплуатации - предотвращения отказов и аварий, а в случае их возникновения предусматривает средства по их преодолению и ограничению последствий аварий.

Читайте также: