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

Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях - 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

Система противоаварийных действий персонала АЭС.

Цели и задачи управления авариями на АЭС.

Несмотря на все предусмотренные меры, направленные на предотвращение аварий, во время эксплуатации АЭС не исключена вероятность их возникновения. По этой причине проектом АЭС предусмотрены специальные средства и системы, позволяющие прекратить развитие аварий или уменьшить их последствия. Технические средства управления и ликвидации аварий дополняются соответствующими административными и организационными мероприятиями. Различают следующие виды аварий на АЭС.
Ядерная авария - авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации. В качестве предела безопасной эксплуатации при оценке уровня повреждения твэлов для российских АЭС приняты:
газовая неплотность - не более 1% твэлов;
макропоры с контактом топлива с теплоносителем - не более 0,1% твэлов;
проектная авария - авария, для которой проектом АЭС определены исходные события и предусмотрены СБ и другие технические средства, обеспечивающие ограничение ее последствий в рамках, установленных для таких аварий пределов, называемых проектными пределами аварий. Например, проектным пределом аварии является непревышение температуры стенки твэла 1200° С;
запроектная авария - авария, вызванная исходными событиями, неучитываемыми для проектных аварий, или сопровождающаяся дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами системы безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны.
Внимательное наблюдение за ходом технологического процесса - гарантия безаварийной работы АЭС. Основными задачами эксплуатационного персонала АЭС в аварийных ситуациях являются следующие.

  1. При возникновении отказов и аварийных ситуаций - предотвращение их перерастаний в проектные аварии за счет:

следования соответствующим инструкциям; контроля за важными для безопасности параметрами (функциями безопасности).

  1. При возникновении проектных аварий - предотвращение их перерастания в запроектные за счет:

следования инструкциям и процедурам по управлению и ликвидации проектных аварий;
контроля правильности функционирования СБ и состояния физических барьеров безопасности.

  1. При возникновении запроектных аварий - сведение к минимуму воздействия излучения 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.
Управление авариями и ограничение их последствий обеспечивается:
предусмотренными проектом СБ;
техническими и организационными мерами по управлению авариями и ограничению их последствий;
готовностью персонала к управлению авариями; наличием инструкций и процедур по действиям персонала в аварийных ситуациях и при авариях на АЭС;
специальными техническими средствами и группами поддержки ОП на случай аварии;
планами мероприятий по защите персонала и населения в случае запроектных аварий.
Схема оперативного управления при авариях на АЭС
Рис. 17.1. Схема оперативного управления при авариях на АЭС

Организация работ в процессе управления и ликвидации аварий. Под организацией работ по управлению и ликвидации аварий понимается четкое распределение обязанностей, координация и взаимодействие (рис. 17.1). Поскольку ведение технологического процесса на АЭС осуществляется ОП, на него возложена основная работа по управлению и ликвидации аварий. Ответственными руководителями работ в сменах являются НСС и НСБ. Главным координатором всех аварийных работ до прибытия на АЭС руководства является НСС.
После прибытия на станцию руководства АЭС и группы технической поддержки (ГТП) специалисты последней берут на себя углубленный анализ аварийной ситуации и радиационной обстановки на АЭС, а общее руководство работами по ликвидации аварии - один из первых руководителей АЭС (чаще всего - ГИС или директор). На основании углубленного анализа, выполняемого ГТП, вносятся, если это требуется, коррективы в действия ОП АЭС.
В случае обнаружения признаков серьезной радиационной аварии НСБ совместно с НСС идентифицируют создавшуюся на АЭС обстановку. НСС срочно докладывает об этом руководству АЭС, дежурному диспетчеру концерна "Росэнергоатом", начальнику региональной инспекции ГАН России и организует выполнение первоочередных противоаварийных мер. По результатам полученной информации руководство АЭС (а в его отсутствии - НСС) могут объявить на АЭС режим "Аварийная готовность" или "Аварийная обстановка". Административное руководство АЭС, при необходимости, вводит в действие и организует выполнение " Планов мероприятий по защите персонала в случае радиационной аварии на АЭС".
Действия ОП и руководства АЭС при возникновении или угрозе возникновения аварийной ситуации, а также порядок объявления " Аварийной готовности" или " Аварийной обстановки" регламентируются государственным "Положением о порядке объявления аварийной обстановки, оперативной передачи информации и организации экстренной помощи АЭС в случае радиационно-опасных ситуаций".
Методы и процедуры при ликвидации аварий на АЭС. При ликвидации аварийных ситуаций и аварий на АЭС эксплуатационный персонал руководствуется инструкциями по ликвидации аварий на РУ, в турбинном цехе, в электроцехе и других системах. Комплект инструкций по ликвидации аварий на РУ охватывает весь перечень нарушений нормальной эксплуатации и аварий, учитываемых в проектах по каждому конкретному ЭБ АЭС. Инструкции по ликвидации проектных инцидентов и аварий на АЭС в большинстве своем ориентированы на исходные события аварий и направляют действия персонала на восстановление нормального (проектного) состояния, т.е. не учитывают реального развития аварийной ситуации на энергоблоке.

Основная задача персонала в аварийной ситуации - обеспечение трех функций безопасности.

  1. Контроль и управление реактивностью, который предусматривает:

автоматическую остановку реактора; подпитку первого контура борным концентратом; предотвращение повторной критичности.

  1. Охлаждение активной зоны, которая состоит в: аварийной подпитке ПГ;

аварийном расхолаживании активной зоны;
охлаждении первого контура через преднамеренно открытый клапан компенсатора давления (через приямок защитной оболочки) в случае невозможности расхолаживания через второй контур.

  1. Удержание радиоактивных продуктов путем: герметичных дверей, шлюзов и проходок; системы вентиляции;

предохранительных клапанов защитной оболочки.
В последние годы после анализа и учета ошибок персонала, которые допускались при ликвидации последствий крупных аварий на АЭС в разных странах, начата разработка и внедрение на рабочие места БЩУ аварийных эксплуатационных инструкций. Эти инструкции регламентируют действия ОП, исходя не из аварийного "события", а опираясь на фактическое состояние РУ и ЭБ (на основе признаков или симптомов, характеризующих это состояние). В России такие инструкции получили название " Симптомно-ориентированные аварийные действия" (СО АД).
СОАД разрабатываются для каждого конкретного энергоблока с учетом его состояния и проектных решений. Комплект СОАД имеет отличную от других эксплуатационных документов форму и цвет для удобства пользования ими при ликвидации аварийных ситуаций и аварий, так как эта документация применяется ОП БЩУ только при ликвидации аварий. ОП БЩУ начинает действовать по СОАД при наличии следующих условий: срабатывание АЗ ЯР;
наличие условий для срабатывания АЗ ядерного реактора;
включение в работу систем безопасности;
наличие условий для включения системы безопасности.
Особым случаем перехода к СОАД являются режимы полного обесточивания энергоблока по переменному току.
СОАД и действия по восстановлению критических функций безопасности (КФБ) направлены на прекращение развития аварийной ситуации и возвращение ЭБ в режим нормальной эксплуатации (рис. 17.2). СОАД конкретизируют и направляют действия ОП, опираясь на положения '’Инструкций по ликвидации аварий на энергоблоке". Комплект СОАД включает в себя действия по диагностике состояния РУ, аварийные эксплуатационные действия и действия по контролю и восстановлению КФБ. Например, при срабатывании АЗ или СБ операторы БЩУ в соответствии с СОАД выполняют последовательные действия (шаги) по диагностике состояния РУ, в результате которых они должны определить фактическое состояние ядерного реактора, выявить возможные отказы оборудования и систем, оценить параметры РУ (и на их основе целостность барьеров безопасности).
На основе результатов диагностики фактического состояния выбирается направление дальнейших действий и аварийная эксплуатационная инструкция по ликвидации аварийного состояния АЭС. Последующие шаги в действиях ОП направляются на восстановление нормальных параметров РУ и обеспечение КФБ. Обеспечение (или восстановление) КФБ - одна из главных задач при ликвидации аварий, так как она направлена на сохранение целостности физических барьеров. Перечень КФБ зависит от типа РУ и определяется для каждого конкретного энергоблока. Примеры диагностических и аварийных эксплуатационных действий и действий по восстановлению КФБ для III и IV блоков Нововоронежской АЭС приведены в Приложениях 2 и 3.
Процедура СОАД
Рис. 17.2. Процедура СОАД

В системе СОАД КФБ распределены по приоритетам относительно физических барьеров безопасности. При возникновении ситуаций, при которых целостность барьеров нарушается и не может быть восстановлена, этот барьер признается разрушенным. Поэтому все действия ОП и средства направляются на сведение к минимуму дальнейших последствий повреждения данного барьера и на обеспечение целостности следующего барьера.
Все работы по СОАД ведутся параллельно с процессом контроля (со стороны НСБ или НСС) деревьев состояния КФБ.
Бели при ликвидации аварийной ситуации появляются признаки серьезного повреждения топлива в активной зоне, то это означает начало развития тяжелой запроектной аварии (ЗА). В этом случае ОП должен срочно перейти к той части СОАД, которые специально разработаны для управления тяжелыми авариями.
Действия, которые приходится выполнять ОП при ЗА, выходят за рамки действий, предусмотренных "Технологическим регламентом эксплуатации" и инструкциями по ликвидации проектных аварий. Поэтому для АЭС с различными типами ЯР разрабатываются "Руководства по управлению запроектными авариями" (УЗА), на основе которых составляются симптомно-ориентированные действия по УЗА. Перечень возможных ЗА на АЭС составляется проектной организацией с участием Научного руководителя и Главного конструктора РУ на основе вероятностной оценки и детерминированного подхода, т.е. в него включаются аварии, которые вносят наибольший вклад в частоту тяжелого повреждения топлива в реакторе с учетом мер по УЗА для всех исходных событий. Перечни ЗА согласовываются с ГАН России и утверждаются эксплуатирующей организацией. Для разных типов АЭС в перечни ЗА входят примерно 10-15 аварий, под сценарии которых составлены руководства и симптомно-ориентированные действия по УА. 
В настоящее время на разных АЭС разработка "Руководств УЗА", а также СОАД, создаваемых на их основе, находится в разной стадии готовности. Так, например, для энергоблоков с РБМК-1000 первого поколения на основе "Руководства по предотвращению тяжелых повреждений активной зоны РБМК-1000 при запроектных авариях" разрабатывается ряд специальных инструкций по УЗА, в том числе:
СОАД о порядке определения факта перерастания аварии в за- проектную;
СОАД по диагностированию состояния аварийного энергоблока и формированию стратегии корректирующих мер;
инструкции по восстановлению КФБ.
Руководство по УЗА и отдельные инструкции ориентированы на использование существующих проектных технических средств, оборудования и систем, а также на ряд дополнительных систем, внедренных на энергоблоке с РБМК-1000 в процессе их модернизации. Главная цель действий персонала в соответствии с руководством по УЗА состоит в том, чтобы прервать развитие аварийных процессов или изменить ход их развития так, чтобы не происходило массовое повреждение и/или расплавление твэлов и выход радиоактивных веществ в больших количествах за установленные проектом границы (т.е. на предотвращение тяжелых аварий или ослабление их последствий), а также, чтобы восстановить и обеспечить в условиях ЗА основные функции безопасности.
"Руководство по УЗА" составляется с учетом имеющихся инструкций по ликвидации аварий на энергоблоке и определяет алгоритм действий ОП для случаев, не предусмотренных инструкциями или когда их применение не позволяет справиться с возникшей аварией.
Учитывая многообразие документации, в будущем запланирован переход на следующие виды документов, определяющих действия персонала как при проектных, так и при ЗА:
" Инструкция по ликвидации аварий", содержащая алгоритм действия персонала при проектном протекании аварии;
" Руководство по УЗА", описывающее алгоритм развития аварий и определяющее действия персонала в условиях ЗА;
СОАД, составленные на основании двух вышеупомянутых документов.
Технические средства для управления и ликвидации аварий. На современных АЭС используются технические средства информационной поддержки операторов в условиях аварий. Информационная поддержка операторов заключается в представлении информации о состоянии энергоблока в наглядной и легко воспринимаемой форме.
Для определения состояния ЭБ и уровня тяжести возникшей аварии действующие и вновь строящиеся АЭС оснащаются системами оперативной информационной поддержки, предназначенными для контроля, анализа и прогноза состояния РУ и ЭБ, а также для оценки правильности действий, предпринятых оператором. К таким системам поддержки относятся:
системы для запоминания и анализа аварийных сигналов, поступающих на БЩУ;
системы анализа причин отклонений параметров технологического процесса от эксплуатационных пределов;
дисплейные системы для отображения параметров, характеризующих состояние реактора с точки зрения обеспечения КФБ (т.е. значение реактивности или подкритичности; расход воды на охлаждение активной зоны; значение активности воздушной среды в герметичных помещениях и выбросов в венттрубу).
Измерительные каналы и датчики этих систем должны оставаться работоспособными в условиях, принятых для ЗА: они рассчитаны на соответствующий диапазон измерения, который, как правило, шире, чем в условиях нормальной эксплуатации при проектных авариях.
При использовании дисплейных СУ авариями на их экраны могут выводиться любые параметры, необходимые для диагностики фактического состояния РУ и соблюдения ограничений по значениям параметров, таких, например, как максимальное давление в первом контуре, давление и температура насыщенного пара в ПГ. Сочетание наглядного изображения происходящего рабочего процесса с другими характеристиками РУ (нейтронная мощность, расход теплоносителя в первом контуре, радиационная обстановка в помещениях АЭС и др.) дает возможность выполнить диагностику аварийного режима и принять правильные решения ОП.
Не менее важным техническим средством обеспечения УА является оснащение АЭС панелями (пультами) СБ. Панели безопасности служат для контроля за наиболее важными параметрами безопасности, а также позволяют управлять СБ с помощью ключей управления, расположенных на этих панелях. Панели безопасности размещают на БЩУ по возможности ближе к рабочим местам ВИУР и НСБ, а также в помещении локального кризисного центра АЭС (либо на защищенном резервном пункте управления ЭБ).
Важным условием осуществления стратегии технического обеспечения АЭС в аварийных условиях является способность основных и вспомогательных станционных систем выполнять необходимые функции. Поэтому одной из первых задач при подготовке к управлению тяжелыми авариями является определение систем АЭС, которые можно использовать (в том числе в непроектном варианте) для управления аварией и ослабления ее последствий.
Другим важным аспектом технической поддержки является применение оборудования и материалов с других ЭБ и извне. Например, возможность использования дополнительного источника воды, передвижных дизель-насосов. На многоблочных АЭС имеются широкие возможности для взаиморезервирования систем и оказания технической поддержки аварийному ЭБ. Эти возможности закладываются в инструкции по ликвидации и управлению авариями на АЭС.
В настоящее время находится в разработке и будет внедряться на всех АЭС, входящих в концерн " Росэнергоатом", отраслевая система обеспечения, предупреждения и ликвидации кризисных ситуаций на АЭС ’Тарант". Одним из главных элементов этой системы является дополнительная система представления параметров безопасности энергоблока, которая будет смонтирована на каждом ЭБ АЭС и сможет выполнять две следующие задачи:
помогать ВИУР и НСБ управлять ЭБ в аварийной ситуации; представлять данные, характеризующие состояние безопасности энергоблока в локальный (станционный) центр для информационного обеспечения руководства АЭС и группы технической поддержки.
Готовность персонала к ликвидации аварий на АЭС. Поскольку ведение технологического процесса на АЭС осуществляет ОП, на него ложится основная работа по предотвращению, управлению и ликвидации аварий. По этой причине необходимо поддерживать постоянную готовность ОП и специалистов ГТП к действиям на случай аварии на АЭС. Эта готовность к аварийным действиям достигается за счет:
высокой квалификации, отличного знания устройства (проекта) АЭС и хорошей начальной подготовки персонала;
систематических аварийных тренировок ОП АЭС и ГТП, в том числе, с использованием полномасштабных тренажеров, которые дают возможность персоналу понять развитие аварийных ситуаций в реальном масштабе времени.
Периодические занятия на тренажерах позволяют поддерживать постоянную готовность ОП к действиям по ликвидации аварий. Вместе с этим необходимо отметить, что ряд аварийных режимов не поддается моделированию даже на полномасштабных тренажерах.
При подготовке и переподготовке ОП особое внимание уделяется его действиям в аварийных ситуациях и взаимодействию всего коллектива смены при авариях, в частности, отработке практических навыков управления авариями на РУ и на энергоблоке АЭС в целом. Подготовка персонала ведется с учетом имевших место в прошлом ошибок с тем, чтобы персонал понимал их возможные последствия и не допускал их повторения.
Уроки "Три Майл Айленд" и Чернобыльской АЭС требуют, чтобы персонал АЭС был хорошо подготовлен к действиям как при проектных, так и ЗА. Опыт эксплуатации показывает, что значительная доля (минимум 30%) нарушений в работе АЭС связана с ошибками оператора. Причины ошибок оператора чаще всего заключены в недостатке знаний и неправильной мотивации своих действий. Следовательно, недостатки в обучении и переподготовке персонала являются одной из основных причин ошибок персонала.
Периодические противоаварийные тренировки, проводимые с каждой сменой энергоблока, а также общестанционные тренировки для отработки взаимодействия в процессе реализации "Планов защиты персонала и населения в случае радиационной аварии на АЭС", позволяют персоналу АЭС отработать необходимые навыки.
Внедрение в постоянную практику на всех действующих АЭС полномасштабных и функционально-аналитических тренажеров, моделирующих тяжелые аварии, должно повысить качество подготовки ОП.
В подготовке АЭС к преодолению аварийных ситуаций очень важную роль играет эксплуатирующая организация, которая регулярно (не реже 1 раза в год) проводит на каждой АЭС специальные учения по отработке взаимодействия станции и всех привлекаемых к ликвидации аварии подразделений и организаций. Помимо этого, эксплуатирующая организация разрабатывает программы подготовки и проведения противоаварийных тренировок.
В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ по управлению авариями, в программах обучения персонала в части УЗА должно быть два раздела: теоретическая подготовка и практические занятия (тренировки). Учитывая сложность явлений, происходящих в условиях ЗА, теоретической подготовке уделяется большое внимание.
Чтобы УЗА было эффективным, эксплуатационный персонал должен знать феноменологию аварий с серьезным повреждением топлива. Для этого необходимо уметь определять признаки ЗА, уровни ее тяжести и применять соответствующие инструкции. Последнее особенно важно, поскольку в процессе УЗА могут использоваться дополнительные системы и оборудование, которые не используются в проектных режимах и при управлении проектными авариями.
Практические занятия (тренировки) включают действие как операторов БЩУ, так и операторов по обслуживанию систем и оборудования, т.е. отработку навыков быстрого перемещения персонала в важные для управления аварией места станции (места расположения оборудования системы безопасности, помещения управления арматурой, пожарных средств и т.д.).
Важное значение имеет также проведение совместных тренировок ОП и специалистов ГТП, Это позволяет отработать взаимодействие и взаимопонимание ОП и привлекаемых извне специалистов.



 
« 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.