Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Требования к безопасности атомных станций - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Безопасность атомных станций закладывается на всех стадиях ее создания и обеспечивается в процессе эксплуатации на протяжении всего запланированного срока службы. Организационные и технические требования, выполнение которых является необходимым условием обеспечения безопасности ЯЭУ, регламентируются двумя основными документами: ОПБ-88 и "Основные принципы безопасности" МАГАТЭ (1988 г.).
Требования к безопасности атомных станций подразделяются на качественные и количественные.
Качественные требования, записанные в ОПБ-88, кроме формулирования принципов и критериев безопасности ЯЭУ и мер по обеспечению безопасности при эксплуатации, определяют требования к ЯЭУ и ее системам, в том числе к:
конструкции и характеристикам активной зоны; системам воздействия на реактивность, их эффективности и безопасности;
системам контроля и управления;
управляющим, защитным, локализующим и обеспечивающим системам безопасности;
системам хранения радиоактивных отходов.
Важным с точки зрения количественного определения последствий аварий является требование по установлению допустимых пределов повреждения активной зоны и, таким образом, определение тех условий, при которых активная зона признается разрушенной. В качестве основных к конструкции активной зоны предъявляются следующие требования:
исключение пределов повреждения при нормальной эксплуатации ядерной энергетической установки и некоторых ее нарушениях;
недопущение неконтролируемого роста мощности ЯЭУ; исключение возможности образования вторичных критических масс.
В ОПБ-88 введено два проектных предела повреждения твэлов активной зоны: первый устанавливается по максимально допустимой активности первого контура для нормальной эксплуатации РУ, второй выступает как крайнее условие неразрушения активной зоны. При этом считается, что имеющееся на АЭС аварийное охлаждение должно обеспечивать такие технические условия, при которых не наблюдается превышение второго проектного предела. Естественно, что определение такого предела зависит от типа ядерного реактора, т.е. от конкретного устройства ядерного реактора, материалов, использованных в активной зоне, и т.п.
Для реакторов легководного типа приняты следующие проектные пределы:
первый - не должно быть более 1% твэлов с дефектами типа неплотности и более 0,1% твэлов с прямым контактом теплоносителя и ядерного топлива;
второй - соответствует выполнению следующих технических условий: температура циркониевых оболочек твэлов - не более 1200° С, доля прореагировавшего с водой циркония - не более 1% его массы в активной зоне.
Первый проектный предел для активной зоны ACT в силу специфики размещения ACT выбирается по значениям величин, примерно на порядок более жестким, чем для ВВЭР.
Важным регламентирующим документом в обеспечении безопасности атомных станций являются "Требования к размещению АЭС", выполнение которых призвано снизить медико-биологический риск населения.
Этот риск зависит от значений возможного радиоактивного выброса, плотности населения, мощности атомных станций, природных и техногенных факторов по месту расположения АЭС.
Требования определяют в качестве предельных следующие максимально возможные аварийные радиоактивные выбросы:
предел 1 (для АЭС и АТЭЦ) - непревышение дозы внешнего облучения 10 бэр на одного человека за первый год после аварии и дозы внутреннего облучения щитовидной железы детей 30 бэр за счет ее ингаляции на расстоянии 25 км от АЭС, что обеспечивается при непревышении активности аварийного выброса в атмосферу примерно 3-10 Ки иода-131 и 3 • 10 Ки цезия-137;
предел 2 (для ACT) - непревышение дозы внешнего облучения 3 бэр на человека за первый год после аварии и дозы внутреннего облучения щитовидной железы 10 бэр за счет ингаляции на расстоянии 5 км от АЭС, что обеспечивается при непревышении активности аварийного выброса в атмосферу 10 Ки иода-131 и 10 Ки цезия-137.
Очевидно, что указанные два предельных выброса различаются примерно на два порядка, что при прочих равных условиях позволяет расположить ACT на местности с существенно более высокой плотностью населения.
Размер потенциального медико-биологического ущерба, причиненного населению, во многом определяется не только размером радиоактивного выброса, но и возможностью оперативной эвакуации людей из опасной зоны. 6 связи с этим обстоятельством введено ограничение на плотность населения, проживающего в зоне радиусом 25 км вокруг АЭС и АТЭЦ с учетом реальности организации эвакуации населения из загрязненных районов этой зоны в течение нескольких часов. Считается, что плотность населения в зоне не должна превышать 100 человек на квадратный километр.
В "Требованиях к размещению АЭС" содержится ряд других требований и рекомендаций ограниченного характера таких, как недопущение размещения ядерной энергетической установки на территории с сейсмичностью максимально расчетного землетрясения более 8 баллов, на активных карстовых площадках, на территориях, подверженных затоплению или с недостаточными водными ресурсами. Не рекомендуются территории, подверженные воздействию тайфунов, ураганов, смерчей, площадки с высоким естественным уровнем подземных вод и т.д.
Сформулированные пределы радиоактивных выбросов могут служить основой для количественной оценки (нормировки) риска тяжелых аварий на АЭС. Любые виды промышленной деятельности и транспорта характеризуются наличием риска возникновения аварий с серьезными последствиями. Безопасность любой промышленной установки или транспортного средства не может быть абсолютной - такова "техническая" природа безопасности. Для каждого вида деятельности риск специфичен, так же 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.
кривая Фармера
Рис. 2.4. Зависимость значения последствий аварии от вероятности ее возникновения (кривая Фармера)

Особенностью объектов ядерной энергетики, основную часть которых составляют АЭС, является образование и накопление значительных количеств радиоактивных веществ в процессе их эксплуатации. Большую их часть составляют продукты деления урана с суммарной активностью порядка 10 Бк. Именно по этой причине с АЭС связан специфический риск - потенциальная опасность для персонала, населения и окружающей среды в случае выхода радиоактивных продуктов за пределы защитных барьеров ЭБ АЭС.
Многолетний опыт эксплуатации АЭС показывает, что при работе в нормальных режимах они оказывают незначительное влияние на окружающую среду (радиационное воздействие от них составляет значение, не превышающее 0,1-0,01 фоновых значений природной радиации). В отличие от электростанций, работающих на органическом топливе, АЭС не потребляет кислород, не выбрасывает в атмосферу золу, углекислый и сернистый газы и окись азота. Радиоактивные выбросы АЭС в атмосферу создают в десятки раз меньшую дозу облучения на местности, чем тепловая станция той же мощности. Например, тепловая станция мощностью 1000 МВт выбрасывает около 9000 т золы в год, содержащей около 1,8-10 -3,7-10 Бк/т естественных радиоактивных нуклидов.
Тем не менее при эксплуатации АЭС не исключена вероятность возникновения инцидентов и аварий, включая тяжелые аварии, связанные с повреждением твэлов и выходом из них радиоактивных веществ. Тяжелые аварии происходят редко, но их последствия при этом очень велики (рис. 2.4). Таким образом, вероятность возникновения аварии находится в обратной зависимости от значения ее последствий, что хорошо иллюстрирует кривая Фармера.
Риск и ущерб от тяжелых аварий на АЭС могут носить глобальносоциальный, экономико-экологический и медико-биологический характер.

Глобально-социальный риск вытекает из опасности глобального характера последствий тяжелых аварий, большой неопределенности в размерах их реального вреда, возможной потери человеческих ценностей, не поддающихся экономической оценке, существующей общепринятой неприемлемости даже умеренного риска радиационного облучения населения и загрязнения среды. Казалось бы, глобальносоциальный критерий приемлемости ядерной энергетики может быть определен из сравнительного анализа положительных и отрицательных качеств этой технологии среди всех альтернативных технологий производства энергии. Однако недавность происшедших тяжелых ядерных аварий, а также трудности проведения такого анализа заставляют выбрать другой подход, связанный с выдвижением требований "абсолютного характера". На данном этапе развития ядерной энергетики даже единичная авария в добавление к происшедшим авариям может окончательно подорвать доверие к ней и поставить вопрос о невозможности дальнейшего развития ядерных технологий производства энергии. Из этого вытекает требование следующего типа: на нашей планете в течение ближайшего прогнозируемого периода развития ядерной энергетики (или примерно на протяжении жизни одного поколения) независимо от количества работающих ЭБ с определенной доверительной вероятностью не должны происходить тяжелые аварии с значительным (выше определенного предела, признанного допустимым) выбросом радиоактивных веществ. Такое требование коррелирует с психологическим барьером неприятия человеком повторяющихся опасных событий при жизни одного поколения (оно может быть смягчено лишь при большой значимости ядерной энергетики в жизнеобеспечении людей). Одновременно это требование учитывает и возможный масштаб развития ядерной энергетики на перспективу.
Экономико-экологический риск и ущерб определяются повреждением дорогостоящих реактора, ЭБ, самой АЭС, промышленных и жилых объектов за пределами станции, выходом из пользования земельных владений и т.п.
Медико-биологический риск в основном соотносится с индивидуальной и коллективной дозами радиоактивного воздействия при авариях с выбросом радиоактивных веществ за пределы ЯЭУ и превышением допустимого уровня облучения.
Перечисленные риски зависят от возможной частоты (вероятности) аварийных событий, масштабов самих аварий, места расположения ядерной энергетической установки, плотности населения прилегающих районов, направления и механизмов переноса радиоактивных веществ и многих других факторов. Поскольку риск тяжелых аварий определяется как последствиями (для особо тяжелых аварий условно скажем - уровнем выброса радиоактивных веществ), так и их частотой, то возможна выработка согласованных требований и к уровню выброса, и к частоте (вероятности) событий. Знание реальных ущербов от аварий на АЭС "Три Майл Айленд" и Чернобыльской позволяет с некоторой долей однозначности количественно определить ущерб от аварии двух характерных типов: с разрушением энергоблоков и большим выбросом радиоактивных веществ, превышающим предельные значения (Чернобыльская АЭС) - тип А и с разрушением реактора и выбросом в допустимых пределах ("Три Майл Айленд" - тип В). После такой стандартизации ущербов центр тяжести в выработке критериев риска тяжелых аварий перемещается на определение допустимых вероятностей (частот) тяжелых аварий обоих типов.

Количественные требования по обеспечению безопасности атомных станций вытекают из глобально-социального, экономико-экологического и медико-биологического критериев. Рассмотрим их по порядку.

Для получения количественных значений критериев риска воспользуемся распределением плотности вероятности редких событий. Распределение плотности вероятности /г аварий по причинам отказов оборудования и ошибок персонала подчиняется дискретным распределениям биномиального типа. Наиболее подходящим для описания частоты редких событий является распределение Пуассона:
(2.11)

1 - число событий (тяжелых аварий); а - параметр распределения. Математическое ожидание и дисперсия для распределения Пуассона равны:
(2.12)
Обозначим

  1. суммарную энерговыработку энергоблоками за время t, реактор-лет; W(t) - количество ЭБ в момент t. Блоки для простоты примем одинаковыми. На основании теоремы Бернулли средняя частота рассматриваемых событий (аварий), равная а/п , при бесконечном росте п стремится к вероятности аварий

Тогда для ft можно записать

(2.13)
(2.14)
Количественные требования к безопасности атомных станций, вытекающие из глобально-социального критерия. Поскольку последствия тяжелых аварий с разрушением реактора и выходом радиоактивных веществ в окружающую среду могут выходить за границы государств, то оценка верхнего Допустимого уровня для вероятности этого события Qs определяется ожидаемым мировым масштабом развития ядерной энергетики.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.