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

Принципы обеспечения 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

Цели и задачи обеспечения безопасности атомных станций.

Основной целью обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла АЭС 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.
АЭС 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 значений;
радиационное воздействие ограничиваются до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях.
Жизненный цикл АЭС, начиная с проектирования и заканчивая снятием с эксплуатации, пронизан деятельностью, направленной на обеспечение безопасности, причем для каждого этапа характерен свой набор задач.
Основы безопасной эксплуатации АЭС закладываются на этапе проектирования. Поэтому главные задачи этого этапа - наиболее полный учет в проекте требований и принципов безопасности, использование системы безопасности и таких проектных решений, при которых РУ обладает свойствами самозащищенности.
На этапах изготовления оборудования и строительства АЭС задачами безопасности являются применение апробированных технологий, соблюдение требований специальной НТД 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.
Основные принципы безопасности атомных станций выработаны в настоящее время мировым сообществом. Они универсальны для всех типов реакторов, хотя и существует необходимость их адаптации к проектным или эксплуатационным особенностям конкретных РУ. Эти принципы уточняются и дополняются по результатам опыта эксплуатации и анализа аварий.
Основные принципы безопасности содержатся как в российской, так и в международной нормативно-регулирующей 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 (см. Приложение 9) нормативного характера охватывает все этапы жизненного цикла АЭС; она разработана на основе международного опыта с учетом российской специфики. В частности, в ОПБ-88 как в документе верхнего уровня, определены основные цели, критерии и принципы безопасности атомных станций, на основе которых разработаны специальные нормы и правила следующих уровней. В ОПБ-88 учтены рекомендации IN SAG - 3, INSAG - 4 и других документов МАГАТЭ.
Основными принципами обеспечения безопасности атомных станций являются: принцип защиты в глубину; фундаментальные функции безопасности; принцип единичного отказа.
Принцип защиты в глубину (глубоко эшелонированная защита - ГЭЗ) занимает особое место среди основных принципов безопасности атомных станций. Это принцип 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 ГЭЗ 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 ошибок персонала и (или) отказов технических средств применение этого принципа снижает вероятность отрицательного воздействия излучения на персонал, население и окружающую среду.
Система барьеров включает в себя:
топливную матрицу (первый барьер);
оболочки твэлов (второй барьер);
границы контура теплоносителя (третий барьер);
герметичное ограждение локализующих систем безопасности (четвертый барьер), 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 АЭС.
В процессе эксплуатации состояние физических барьеров контролируется прямыми методами (например, визуальный контроль тепловыделяющих сборок (ТВС) 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 АЭС останавливается для устранения причин и восстановления его работоспособности.
Принцип ГЭЗ распространяется не только на элементы, оборудование и системы, влияющие на безопасность атомных станций, но также на деятельность человека (например, организацию эксплуатации, административный контроль, подготовку и аттестацию персонала).
Анализ причин крупных аварий показал, что путь их протекания и последствия находились в прямой зависимости от правильности применения мероприятий, предусмотренных принципом ГЭЗ. Для того, чтобы этот принцип был реализован и действовал в полной мере, необходимо обеспечить эффективность следующих пяти уровней защиты в глубину.
Первым уровнем защиты АЭС являются:
а)  качественно выполненный проект АЭС, в котором все проектные решения обоснованы и обладают определенной степенью консерватизма с точки зрения безопасности;
б)  качество подготовки и квалификации эксплуатационного персонала. При ведении технологического процесса первый уровень защиты физических процессов обеспечивается за счет поддержания рабочих параметров АЭС в заданных проектных пределах, при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения. На эффективность первого уровня защиты существенное влияние оказывает развитость свойств внутренней самозащищенности РУ, т.е. свойств, определяющих устойчивость к опасным отклонениям параметров технологического процесса и способность к восстановлению параметров в пределах допустимых значений.
Вторым уровнем защиты А С 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 резервированием оборудования и систем и наличием диагностических систем для контроля состояния элементов и оборудования.
Третий уровень защиты АЭС обеспечивается СБ, 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 являются: аварийная остановка реактора;
обеспечение отвода тепла от реактора с помощью специальных систем;
локализация радиоактивных веществ в заданных проектом границах помещений или сооружений АЭС.
Четвертым уровнем ГЭЗ АЭС является управление авариями. Этот уровень защиты станции обеспечивается 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 АЭС являются противоаварийные меры вне площадки станции. Основная задача этого уровня состоит в ослаблении последствий аварий с точки зрения уменьшения радиологического воздействия на население и окружающую среду. Этот уровень защиты обеспечивается за счет противоаварийных действий на площадке АЭС и реализации планов противоаварийных мероприятий на местности вокруг АЭС.
Таким образом, реализация принципа ГЭЗ позволяет достичь главной цели безопасности атомных станций при эксплуатации - предотвращения отказов и аварий, а в случае их возникновения предусматривает средства по их преодолению и ограничению последствий аварий.
Для достижения основной цели безопасности - предотвращения выхода радиоактивных продуктов за пределы физических барьеров - выполняются следующие три фундаментальные функции безопасности:
контроль и управление реактивностью; обеспечение охлаждения активной зоны реактора; локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов. Эти функции безопасности в соответствии с принципом ГЭЗ реализуются в проектах АЭС. Основной задачей эксплуатации является выполнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно, т.е. во всех режимах, включая режимы остановки энергоблока для перегрузки топлива.

Соотношение количества нейтронов в реактивности в ядерный реактор во времени
Рис. 2.7. Соотношение количества нейтронов в реактивности в ядерный реактор во времени: а - число нейтронов при изменении реактивности р ;   б - влияние мгновенных и запаздывающих нейтронов; ///// - изменение реактивности р во времени

Первая фундаментальная функция: контроль и управление реактивностью. Цепная реакция деления ядерного материала, происходящая в активной зоне ядерного реактора, должна носить управляемый характер, т.е. эффективный коэффициент размножения нейтронов Кэфф , характеризующийся отношением количества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных, должен поддерживаться в районе значения Кэфф = 1.
То есть при Кэфф > 1, р > О и нейтронная мощность ядерного реактора растет; при Кэфф = 1 , р — О - нейтронная мощность ядерного реактора остается постоянной; при при Кэфф < 1, р < О - нейтронная мощность реактивности уменьшается, так как реактивность р и эффективный коэффициент размножения Кэфф подчиняются зависимости
(2.30)
Управление реактивностью подразумевает управление количеством нейтронов в активной зоне ядерного реактора, т.е. цепной реакцией деления (рис. 2.7).
Управление цепной реакцией деления обеспечивается с помощью системы управления и защиты (СУЗ) РУ, имеющей поглощающие стержни (управляющие и стержни аварийной защиты - АЗ). Кроме того, на реакторах ВВЭР для этой цели используется система борного регулирования, позволяющая изменять концентрацию раствора борной кислоты в теплоносителе первого контура.
Вторая фундаментальная функция: охлаждение активной зоны реактора. Основная задача этой функции - предотвращение разрушения твэлов вследствие их перегрева. Поэтому во
всех режимах работы ядерного реактора необходимо поддерживать соответствие количества тепла, выделяемого в активной зоне и отводимого от нее системами теплоотвода. Для этого во всех режимах эксплуатации предусмотрены системы и оборудование, отводящие тепло от активной зоны. Тепло снимается теплоносителем первого контура и отводится к конечному поглотителю с помощью градирен, бассейнов охладителей, брызгальных бассейнов и других сооружений, отводящих тепло в атмосферу. Например, отвод тепла от активной зоны при нормальной эксплуатации энергоблока с ВВЭР осуществляется по схеме: активная зона - теплоноситель первого контура - парогенератор - теплоноситель второго контура - конечный поглотитель - атмосфера. Конечному поглотителю передается тепло, которое не преобразовано в электроэнергию или не использовано в других полезных целях (например, на отопление), в количестве, зависящем от КПД АЭС.
Для аварийных режимов в проекте ЭБ АЭС предусматриваются специальные системы безопасности, обеспечивающие отвод тепла от активной зоны ядерного реактора. В случае возникновения аномальной ситуации АЗ останавливает ядерный реактор, и количество тепла, генерируемого в активной зоне, снижается до уровня остаточных тепловыделений.
Выделяемое после остановки ядерного реактора остаточное тепло отводится по той же схеме, что и при его работе, через парогенераторы (ПГ) и теплоноситель второго контура к конечному поглотителю. При отсутствии возможности отвода тепла через ПГ оно отводится с помощью системы аварийного охлаждения зоны.
Твэлы продолжают выделять тепло и после прекращения цепной реакции, т.е. выделяемая ими тепловая энергия никогда не снизится до нулевого значения. Поэтому при замене отработавшего топлива его помещают в бассейн выдержки, где топливо продолжает охлаждаться.
Третья фундаментальная функция: локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов. Эта функция безопасности направлена на предотвращение выхода радиоактивных продуктов за пределы АЭС. Для надежного удержания радиоактивных продуктов в активной зоне ядерного реактора большое внимание уделяется качеству изготовления оболочек твэлов (второй барьер). Но, несмотря на это, из-за большого количества твэлов в активной зоне (например, на энергоблоке с ВВЭР-1000 их более 50000 шт.) некоторые из них могут оказаться разгерметизированными даже в процессе нормальной эксплуатации энергоблока АЭС.
В случае аварии или при недостаточном охлаждении твэлы могут разрушиться от перегрева и радиоактивные продукты попадут в пределы границ третьего физического барьера - первого контура. При нарушении целостности первого контура попаданию радиоактивных продуктов в окружающую среду препятствуют защитная оболочка или специальные герметические и прочные помещения, в которых поддерживается разряжение за счет работы систем вентиляции.
Принцип единичного отказа является важнейшим среди основных принципов безопасности атомных станций. В соответствии с этим принципом система должна выполнять свои функции при любом исходном событии аварии, требующим ее срабатывания, а при независимости от ИС - отказе любого элемента этой системы. Согласно требованиям ОПБ-88 под единичным отказом подразумевается отказ одного из активных или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части, или одна независимая ошибка персонала. Для механических систем пассивным элементом считается тот, которые не имеет движущихся частей и для работы которого не требуется работа других систем или компонентов. Пассивный элемент включается в работу непосредственно от воздействия ИС. Активным считается элемент, для работы которого требуется выполнить некоторые активные действия, например, включить электродвигатель, подать сжатый воздух или другие действия. В электрических системах все элементы считаются активными.
Практическое применение принципа единичного отказа обеспечивает:
работу СБ и систем, важных для безопасности, в случае возникновения единичного отказа оборудования или ошибки персонала;
уменьшение риска отказа оборудования по общей причине.
На практике принцип единичного отказа реализуется путем резервирования. Для уменьшения вероятности отказа резервированных систем или их каналов по общей причине используется:
физическое разделение;
применение разнотипных систем и оборудования.
Резервирование предполагает применение двух или более аналогичных систем или независимых каналов одной системы, идентичных по своей структуре. При полной независимости этих систем или каналов их общая надежность пропорциональна их количеству. Наиболее наглядным примером резервирования является система аварийного охлаждения активной зоны энергоблока с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (В-213). Эта система имеет трехкратное резервирование и каждая из входящих в нее подсистем может самостоятельно выполнить проектную функцию безопасности в полном объеме.
Физическое разделение обеспечивает устойчивость резервированных систем или их каналов к одновременному отказу по общей причине. Создание между системами или каналами физических барьеров (путем предусмотрения огнеупорных перегородок, раздельных кабельных проводок, размещения оборудования в разных помещениях или просто удаления друг от друга) обеспечивает сохранение работоспособности остальных систем и каналов при повреждении одного из них при пожаре, внутреннем или внешнем затоплении или по другим причинам общего характера.
Разнотипность оборудования подразумевают применение разных по принципу действия систем, выполняющих одни и те же функции. Например, насос питательной воды ПГ может иметь электро- и турбопривод. Арматура, выполняющая одну и ту же функцию, может иметь ручной, электрический или пневматический привод. Таким образом, в случае возникновения ИС, например события с полным обесточиванием энергоблоков, имеется возможность использовать оборудование, для работы которого не требуется наличие электропитания. В случае возникновения отказов в работе механической системы АЗ ЯР на энергоблоке с ВВЭР ее функции могут быть выполнены увеличением концентрации борной кислоты в первом контуре до требуемого значения, используя штатную систему ввода бора.



 
« 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.