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

Количественные показатели уровня культуры безопасности - 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

Количественные показатели уровня культуры безопасности при эксплуатации АЭС
Главным отражением эффективности культуры безопасности при эксплуатации АЭС в соответствии с INSAG-4 являются показатели безопасности. Для количественной оценки культуры безопасности рекомендуются следующие показатели.
Показатель событий оценивает аномальные события, происшедшие за отчетный период в процессе эксплуатации, их количество и тяжесть последствий и характеризуется следующей величиной:
П(соб) =-------- ^(25.1)
где Yi - уровень событий по шкале INES; Ni - количество событий уровня за отчетный период; 4 - коэффициент, соответствующий четвертому уровню инцидента по шкале INES (граница перехода от инцидента к аварии - авария без значительного риска для окружающей среды вне площадки АЭС).
Анализ аварий и инцидентов при эксплуатации АЭС, выявление их причин и оценка их влияния на безопасность представляет большой интерес не только для специалистов, но и для широкой общественности. Для оценки ядерных инцидентов и событий на АЭС с 1 сентября 1990 г на российских АЭС используется Международная шкала ядерных событий (INES) (рис. 25.6).
Международная шкала ядерных событий INES
(отсутствует значимость с точки зрения безотказности)
Рис. 25.6. Международная шкала ядерных событий INES

Международная шкала ядерных событий является средством для оперативного информирования общественности с точки зрения ядерной безопасности о значимости событий, происходящих на ядерных установках и объектах. Шкала облегчает взаимопонимание между ядерным сообществом (специалистами атомной промышленности), средствами массовой информации и общественностью. Она разработана международной группой экспертов, созданной совместно МАГАТЭ и Агентством по ядерной энергии (АЯЭ) Организации экономического сотрудничества и развития. В своей работе группа руководствовалась решениями ряда международных совещаний, на которых обсуждались общие принципы, лежащие в основе такой шкалы. В шкале также отражен опыт, накопленный при использовании подобных шкал во Франции и Японии, а также результаты рассмотрения возможных вариантов шкал в ряде других стран.
Первоначально шкала применялась в опытном порядке для классификации событий на АЭС, причем в этом эксперименте участвовали 32 страны, а его развитие контролировали международные агентства и страны-пользователи. Опытное применение шкалы было успешным, и в настоящее время шкала используется каждой страной. Шкала была также расширена и адаптирована таким образом, чтобы ее можно было применять ко всем ядерным установкам и объектам, связанным с гражданской атомной промышленностью, и к любым событиям, происходящим во время транспортировки радиоактивных материалов на такие объекты и с этих объектов.
События классифицируются по шкале по семи уровням. Нижние уровни (1-3) называются "инцидентами" (происшествиями), а верхние (4-7) - "авариями". События, несущественные с точки зрения безопасности, классифицируются уровнем "0" (ниже шкалы) и называются "отклонениями". События, не связанные с безопасностью, определяются как выходящие за рамки шкалы.
Структура шкалы в общем виде с ключевыми словами, носящими общий характер, представлена на рис. 25.7. Каждый критерий подробно описан в "Руководстве пользователя INES". События рассматриваются с точки зрения трех аспектов или критериев безопасности, представленных в каждом столбце: воздействие за пределами площадки; воздействие на площадке; ухудшение глубоко эшелонированной защиты.
В Российской Федерации по этой шкале классифицируются все аварии и нарушения в работе АЭС, подлежащие учету в эксплуатирующей организации и в Госатомнадзоре России. Предварительную оценку события проводят специалисты АЭС совместно с представителем Госатомнадзора России на АЭС; они и направляют ее в эксплуатирующую организацию и во ВНИИАЭС, где проводится дополнительное рассмотрение с участием специалистов эксплуатирующей организации, ВНИИАЭС и органов надзора, в результате которого дается окончательная оценка происшедшего на АЭС события по шкале INES. Все оцениваемые по этой шкале события включаются в банк данных ВНИИАЭС; информация о них рассылается институтом во все заинтересованные эксплуатирующие организации, на АЭС, в органы надзора за безопасностью АЭС и другие организации по утвержденному списку.
Эксплуатирующие организации и Госатомнадзор России передают соответствующую информацию об инцидентах на АЭС в центральные органы печати и средства массовой информации. АЭС информируют население через местные средства информации и через свои центры по работе с общественностью и населением.
Показатель неготовности систем безопасности является относительным и характеризует время, в течение которого были выведены из эксплуатации один или несколько каналов системы безопасности. т.е. система не могла выполнять требуемые функции с необходимым запасом.
Этот показатель учитывает отказы каналов СБ как в процессе опробования и проверки, так и во время включений в работу.
Взаимосвязь шкалы INES с критериями оценки безопасности
Рис. 25.7. Взаимосвязь шкалы INES с критериями оценки безопасности
Показатель неготовности системы безопасности рассчитывается как отношение длительности неготовности всех каналов систем безопасности в отчетном году к допустимой по технологическому регламенту времени работы без одного канала СБ по следующей формуле:
(25.2)
где Di - общая длительность неготовности за отчетный период г -го канала системs безопасности, ч; 24 - разрешенное технологическим регламентом время работы без одного канала безопасности, ч.
При анализе этого показателя следует выделить отказы каналов безопасности, восстановление работоспособности элементов которых не уложилось во время, предусмотренное Типовым технологическим регламентом, и блок поэтому был остановлен, что говорит о низкой культуре безопасности.
Показатель неготовности учитывает следующие системы безопасности: для ВВЭР:
системы аварийного расхолаживания активной зоны (активная часть);
системы аварийного расхолаживания активной зоны (пассивная часть);
системы аварийного впрыска бора высокого давления; системы аварийного ввода бора высокого давления; системы защиты первого контура от превышения давления; системы аварийной питательной воды;
системы аварийного электроснабжения потребителей первой и второй группы надежности собственных нужд АЭС;
системы теплоснабжения ответственных потребителей; системы защиты от превышения давления во втором контуре; системы защиты от превышения давления в прочно-плотных боксах;
спринклерно-охладительной системы; системы сжатого воздуха; для РБМК:
системы аварийного охлаждения реактора (активная часть); системы аварийного охлаждения реактора (пассивная часть); системы аварийной подачи питательной воды; системы защиты КМПЦ от превышения давления; спринклерно-охладительной системы;
системы аварийного электроснабжения потребителей первой и второй группы надежности собственных нужд АЭС;
системы техводоснабжения ответственных потребителей; контура охлаждения каналов СУЗ; системы сжатого воздуха.
Показатель внеплановых остановок энергоблока представляет собой параметр внеплановых остановок ее.
Показатель рассчитывается по следующей формуле:
(25.3)
где А - число автоматических срабатываний аварийной защиты (АЗ-1 для ВВЭР, АЗ-5 для РБМК) за отчетный период; В - число срабатываний АЗ вручную; С - число полных внеплановых остановок (заглушений) РУ без использования АЗ; (А + В + С)ср _ среднее за четыре года эксплуатации число заглушений реактора.
Показатель качества обслуживания оценивает средний за отчетный период уровень действий персонала при оперативном обслуживании, управлении и ремонте, приведших к возникновению или развитию нарушений в работе энергоблока:
(25.4)
где Соп - количество событий (аномалий, инцидентов, аварий), произошедших в работе энергоблока, причинами которых были ошибочные действия оперативного персонала во всех режимах работы энергоблока за отчетный период; Ср - количество событий (аномалий, инцидентов, аварий), произошедших в работе энергоблока, причинами которых были некачественный ремонт или плохое ТО оборудования во всех режимах эксплуатации за отчетный период; Суп - количество событий, произошедших в работе энергоблока, причинами которых были неправильные распоряжения и действия административного руководства АЭС; (С0п + Ср + Суп)Ср - среднегодовое за четыре года количество событий, причинами которых были ошибочные действия оперативного, ремонтного, административного персонала.
Показатель неготовности энергоблока к несению электрической нагрузки, связанный с возможностью несения номинальной электрической нагрузки, рассчитывается по формуле:
(25.5)
где Э - выработка электроэнергии энергоблоком за отчетный период, млн .кВт * ч; дЭ - недовыработка электроэнергии энергоблока за счет причин, не зависящих от АЭС, а именно:
потери энергии, вызванные работой энергоблока в регулируемом режиме по заданию и требованиям энергосистемы (диспетчерские ограничения);
потери энергии, вызванные нестабильностью энергосистемы или ее повреждением;
потери энергии, вызванные остановкой энергоблока в резерв; потери энергии, связанные с ухудшением вакуума в конденсаторных турбин в результате изменения температуры охлаждающей воды;
потери энергии в связи с забастовками;
потери энергии из-за сверхнормативного отпуска тепла внешним потребителям в связи с понижением температуры окружающей среды;
Ny - установленная электрическая мощность энергоблока, МВт; Тк - продолжительность отчетного периода, ч.
Показатель выработки проектного ресурса. Оценка остаточного ресурса проводится в соответствии с технологическим регламентом методом сопоставления фактического количества эксплуатационных режимов с допустимым количеством.
Культуру безопасности также характеризует соблюдение средней годовой скорости выработки проектного ресурса.
Показатель выработки проектного ресурса характеризуется следующим выражением:
(25.6)


где Nup - количество режимов, по которым выработан проектный ресурс, указанный в технологическом регламенте; SUM
1) - суммарное по всем режимам отношение фактической скорости выработки проектного ресурса к нормированной скорости.
Показатель соблюдения водно-химического режима. Оценка культуры безопасности энергоблоков в аспекте ведения ВХР определяется фактором устойчивости соблюдения норм качества водных теплоносителей основного технологического контура и важных для безопасности вспомогательных систем.
Интегральный показатель культуры безопасности в аспекте ведения ВХР в течение отчетного периода может быть рассчитан по следующей формуле:
(25.7)


где Nx - количество событий (измерений), связанных с выходом за пределы безопасной эксплуатации по указанным в Приложении 6.2 нормируемым показателям наиболее важных систем, по которым установлены пределы безопасной эксплуатации; Ki - количество случаев (измерений, отборов проб), вышедших за пределы нормальной эксплуатации по г-й позиции указанных в Приложении 6.2 нормируемых показателей наиболее важных систем; Ni - общее количество случаев (измерений, отборов проб), проведенных за отчетный период по i -й позиции указанных в Приложении нормируемых показателей наиболее важных систем.
В Приложении 6.2 приведены таблицы пределов нормальной и безопасной эксплуатации по качеству водного теплоносителя для реакторов ВВЭР и РБМК для учитываемых при расчете интегрального показателя параметров и систем, наиболее важных для безопасности энергоблока.
Показатель недостатков в поддержании герметичности твэлов и сохранения топливной матрицы. Оценка культуры безопасности энергоблока в аспекте поддержания герметичности твэлов определяется приведенными в нормативной документации эксплуатационными пределами для нормальной эксплуатации и пределами безопасной эксплуатации твэлов (Приложение 6.3).
Недостатки в поддержании герметичности твэлов реакторов ВВЭР, РБМК, БН и ЭГП характеризуются показателем:

(25.8)
где Nn - суммарное за отчетный период количество событий, связанных с достижением предела безопасной эксплуатации твэлов, характеризуемого уровнем активности теплоносителя первого контура по сумме радиоизотопов иода, равным для реакторов ВВЭР - 10-2 Ки/л, предельным уровнем активности 1311 в воде КМПЦ РУ РБМК- 1000 на стационарной мощности реактора не более 10-5 Ки/кг, количеством разгерметизированных твэлов для реакторов ЭГП;
МАХ(Ртв, Атв) - максимальное значение коэффициента Ртв, характеризующего недостатки по поддержанию уровня герметичности твэлов в границах эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуатации, и коэффициента Атв, характеризующего недостатки по КГО и принятию решений по выгрузке ТВС с негерметичными твэлами с целью не превышения первого критического уровня удельной активности суммы радиоизотопов иода в воде первого контура на стационарной мощности реактора (4,3 • 10-4 Ки/кг) и не достижения допускаемого уровня активности на стационарной мощности реактора 10-3 Ки/кг для реакторов ВВЭР; характеризующего недостатки по работе СКГО и принятию решений по выгрузке ТВС с негерметичными твэлами для реакторов РБМК с целью не превышения контрольного эксплуатационного уровня активности 1311 вводе КМПЦ на стационарной мощности реактора (2 • 10-8 Ки/кг) и не достижения предельного уровня активности I в воде КМПЦ на стационарной мощности реактора 10-5 Ки/кг.
Коэффициенты Ртв и Атв рассчитываются по формулам:

где Nkго - суммарное количество всех подвергнутых пенальному КГО ТВС за отчетный период для реакторов ВВЭР; количество обследованных внереакторной системой обнаружения дефектных сборок (СОДС) для БН-600; суммарное количество всех выгруженных из реактора ТВС за отчетный период для РБМК; NTB - коэффициент, равный количеству твэлов в одной ТВС (NTB = 126 для ВВЭР-440, 312 для ВВЭР-1000 (317 для V блока НВАЭС), 36 для РБМК, 127 для БН-600).
Доля негерметичных твэлов с прямым контактом топлива и теплоносителя, соответствующая эксплуатационному пределу повреждения твэлов 0,02% для РБМК ( Pj = 0,00005 для реакторов БН);
при j = 2 N.tbc - суммарное за отчетный период количество обнаруженных в пеналах КГО ТВС с параметрами негерметичности твэлов меньше критерия отказа ТВС, Pj = 0,002 для реакторов ВВЭР; доля негерметичных твэлов с газовой неплотностью оболочек, соответствующая эксплуатационному пределу повреждения твэлов 0,2% для РБМК (для реакторов БН Pj = 0,0005, количество ТВС с негерметичными твэлами определяется по результатам обследования во внереакторной СОДС);

где MIN(А) - минимальное за отчетный период измеренное значение удельной активности суммы радиоизотопов иода в воде первого контура на номинальной мощности реактора для реакторов ВВЭР (на момент отбора пробы); удельной активности 1311 в воде КМПЦ на номинальной мощности для реакторов РБМК, Ки/кг; минимальное за отчетный период измеренное на номинальной мощности значение активности ГПД над слоем натрия для РУ БН-600;
Ккр - первый критический уровень активности суммы радиоизотопов иода в воде первого контура на стационарной мощности реакторов ВВЭР, равный 4 • 10-4 Ки/кг, контрольный эксплуатационный уровень активности 1311 в воде КМПЦ на стационарной мощности реакторов РБМК, равный 2 -10-6 Ки/кг; контрольный уровень активности ГПД в защитной газовой подушке над слоем натрия для РУ БН-600;
МАХ(Д) - максимальное за отчетный период измеренное значение удельной активности суммы радиоизотопов иода в воде первого контура на стационарной мощности для реакторов ВВЭР (на момент отбора пробы); максимальное за отчетный период измеренное значение удельной активности 1311 в воде КМПЦ на стационарной мощности для реакторов РБМК, Ки/кг; максимальное за отчетный период измеренное на стационарной мощности значение активности ГПД над слоем натрия для РУ БН-600;
Кпр, - предельный допустимый уровень активности суммы радиоизотопов иода в воде первого контура на стационарной мощности для реакторов ВВЭР, равный 10-3 Ки/кг, предельный уровень активности 1311 в воде КМПЦ на стационарной мощности для реакторов РБМК, равный 10-6 Ки/кг, предельно допустимый уровень активности ГПД в защитной газовой подушке над слоем натрия для РУ БН-600.
Для реакторов ЭГП-6 Ртв не рассчитывается, а АТВ определяется по формуле Ап = [МАХ(А,/Аф)]/50, где МАХ(Аф) - максимальное за отчетный период для стационарной мощности РУ превышение активности А{ пробы газа, отбираемого из зазоров между твэлами и графитовыми втулками ТВС, по сравнению с фоновой величиной Аф.
Соотношение между значениями коэффициентов Ртв и АТВ, является индикатором культуры безопасности по работе с негерметичными твэлами на АЭС. Большая величина или увеличение Атв по сравнению с предыдущими периодами эксплуатации свидетельствует о снижении культуры безопасности при работе СКГО и принятии
решений по выгрузке из реактора ТВС с негерметичными твэлами. Большая величина или увеличение по сравнению с предыдущими периодами эксплуатации Ртв является результатом недостаточной культуры безопасности по обращению с топливом, связанной с поддержанием его герметичности в результате соблюдения необходимых эксплуатационных и технологических режимов.
Показатель герметичности первого контура реактора (для реакторов РБМК - показатель герметичности КМПЦ). Недостатки в эксплуатации по течам первого контура (КМПЦ) характеризуются показателем:
(25.9)
где SUM суммарное за отчетный период число событий, связанных с течами трубопроводов и оборудования первого контура, приводящими к выходу теплоносителя за пределы первого контура или КМПЦ (включая течи трубок теплообмена ПГ, течи ГРР и другие протечки под гермооболочку для РУ ВВЭР, течи в реакторное пространство до уставок срабатывания сигнализаторов в системе КЦТК и течи оборудования НВК, РГК, "Шадр", ПВК, ТК и БС, ГЦН и т.п. для РУ РБМК), в результате которого произошло снижение мощности, остановка или нарушение пределов нормальной или безопасной эксплуатации РУ; МАХ(Л,) - максимальная за отчетный период удельная активность иода-131 (Ки/л) в котловой водянго, ПГ для РУ ВВЭР, максимальная относительная влажность газа (РБМК); Авду - коэффициент, равный верхнему допустимому уровню удельной активности радиоизотопов иода в котловой воде одного ПГ (для РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 - 2 • 10-8 Ки/л) или величине уставки срабатывания сигнализаторов в системе КЦТК для РУ РБМК-1000, составляющей 70% - по относительной влажности газа.
Показатель радиоактивных выбросов и сбросов с АЭС. Оценка культуры безопасности энергоблока в аспекте минимизации радиоактивных выбросов и сбросов с АЭС определяется исходя из сопоставления величины выбросов и сбросов с допустимыми суточными и месячными выбросами и сбросами и установленными для них контрольными уровнями, соответствующими нормальной эксплуатации РУ (см. Приложение 6.4).
Интегральный показатель культуры безопасности в аспекте минимизации радиоактивных выбросов и сбросов с АЭС в течение отчетного периода может быть рассчитан по следующей формуле:
(25.10)
где Nвыб - количество событий, когда суточные или месячные выбросы или сбросы достигли или превысили допустимые по какому-либо из параметров, указанных в Приложении 6.4; МАХ(Кку, Кдоп -максимальное значение коэффициента Кку , характеризующего соотношение между реальными выбросами (сбросами) и заданными контрольными уровнями, и коэффициента Кдоп , характеризующего степень близости выбросов (сбросов) за отчетный период к допустимым. Коэффициенты Кк,у и Кдоп рассчитываются по формулам:

где Кк.у - количество суток, когда выбросы или сбросы достигли или превысили установленный контрольный уровень хотя бы по одному из указанных в Приложении 6.4 параметров;
Тк - календарная продолжительность отчетного периода, сут;

где MAX(Bi/Bai) - максимальное отношение величины В - максимального за отчетный период приведенного к 1000 МВт (эл.) суточного (месячного) выброса (сброса) к соответствующей величине допустимого выброса (сброса) - Вд,- по всем указанным в Приложении 6.4 параметрам.
Показатель дозовых нагрузок персонала. Установленная годовая предельно допустимая доза (ПДЦ) для персонала АЭС - 5,0 сЗв, контрольный уровень облучения персонала установлен в 3,0 сЗв.

Недостатки в культуре безопасности по индивидуальным дозовым нагрузкам персонала характеризуются показателем:

(25.11)
где Nпдд - число случаев (человек) получения ПДЦ более 5,0 сЗв за отчетный период; Нср - средняя доза облучения за отчетный период; Нку - контрольный уровень облучения, равный 3,0 сЗв; 365 - коэффициент, равный числу суток в году; Тк - календарная продолжительность отчетного периода, сут.

Показатель нарушений в работе, связанных с отказами локализующих систем безопасности и повреждениями защитных барьеров. Отклонения, связанные с нарушениями в работе локализующих систем безопасности и повреждением защитных барьеров характеризуются показателем:

(25.12)
где Y - уровень инцидента по шкале INES; Ni - количество инцидентов уровня Y, связанных с отказами локализующих систем безопасности и повреждениями защитных барьеров, включая разгерметизацию твэлов (в том числе аварии при ТТО с топливом), течами трубопроводов и оборудования первого контура (КМПЦ для реакторов РБМК), радиоактивными выбросами и сбросами, нарушениями при хранении РО за отчетный период; 4 - коэффициент, соответствующий четвертому уровню инцидента по шкале INES (граница перехода от инцидента к аварии - авария без значительного риска для окружающей среды вне площадки АЭС).

Показатель нарушений, связанный с эксплуатацией систем СУЗ и защитных систем безопасности. Отклонения, связанные с нарушениями в работе систем, участвующих в контроле и управлении реактивностью и охлаждении активной зоны, характеризуются показателем:                                           

где Yi - уровень инцидента по шкале INES; N - количество инцидентов уровня с отмеченными системами за отчетный период; 4 - коэффициент, соответствующий четвертому уровню инцидента по шкале INES (граница перехода от инцидента к аварии - авария без значительного риска для окружающей среды вне площадки АЭС).
Показатель неравномерности энерговыделений по объему активной зоны РУ с ВВЭР. Максимально допустимые коэффициенты неравномерности энерговыделений по объему активной зоны Ку,(доп) (для задаваемой разрешенной тепловой мощности реактора при соответствующем числе работающих ГЦН согласно регламенту эксплуатации реактора) приведены в табл. П.6.5.1 Приложения 6.5; для реакторов ВВЭР-1000 в относительных единицах представлены в табл. П.6.5.2 Приложения 6.5, т.е. текущие значения коэффициентов Kvi(тек) должны быть менее максимально допустимых.
Недостатки в поддержании необходимой объемной равномерности энерговыделений характеризуются показателем:

(25.13)
где Noн - число событий, связанных с превышением коэффициентом объемной неравномерности энерговыделения допустимых значений, приведших к необходимости снижения мощности ядерного реактора; NKC - число событий, связанных с возникновением ксеноновых колебаний и превышением при этом коэффициентом объемной неравномерности энерговыделения допустимых значений, приведших к необходимости вмешательства оперативного персонала; Nсbpk ~ число событий, связанных с отказом внешнего математического обеспечения СВРК, которое привело к снижению мощности ядерного реактора.
Показатель работы поглощающих стержней СУЗ ВВЭР-1000. При эксплуатации комплекта ТВС в активной зоне реактора условием безопасной эксплуатации является скорость перемещения ПС СУЗ в режиме регулирования для реакторов ВВЭР-1000 (20 ±1,5) мм/с и время опускания ПС СУЗ из крайнего верхнего в крайнее нижнее положение (при срабатывании АЗ) - 1,5-4,0 с. Выход за эти пределы является нарушением пределов безопасной эксплуатации реакторов ВВЭР-1000.
Недостатки эксплуатации по опусканию ПС СУЗ в активную зону характеризуются показателем:

(25.14)
где Nзac - количество выявленных случаев застревания ПС СУЗ в промежуточном положении; NBp - количество событий, связанных с превышением времени опускания ПС СУЗ из крайнего верхнего в крайнее нижнее положение для реакторов ВВЭР-1000 4,0 с; NCKOp - количество событий, связанных со случаями выхода скорости перемещения ПС СУЗ в режиме регулирования за допустимые пределы.
Показатель подогрева и температуры в активной зоне ВВЭР-1000. Допускаемые отклонения при нормальных условиях эксплуатации контролируемых в стационарных режимах параметров, характеризующих охлаждение активной зоны реактора ВВЭР-1000, представлены в табл. П.6.5.3 Приложения 6.5.
Недостатки в эксплуатации по охлаждению активной зоны реакторов ВВЭР характеризуются показателем:
(25.15)
где SUM - суммарное за отчетный период число событий, связанных с выходом значений указанных в табл. П.6.5.3 Приложения 6.5 параметров за пределы допускаемых отклонений при нормальных условиях эксплуатации (см.табл. П.6.5.3 Приложения 6.5), приведших к необходимости снижения мощности или остановке РУ.
Показатель запаса реактивности РБМК-1000. На любом уровне мощности запас реактивности, рассчитанный по программе ПРИЗМА, должен составлять 43-48 эффективных стержней РР при 75-130 загруженных в ТК стержнях ДП. На мощности, ниже номинальной, допускается работа реактора с запасом реактивности более 48 эффективных стержней PP. Уменьшение запаса реактивности до величины меньше 43 эффективных стержней РР говорит об отклонении в культуре безопасности. При этом типовым технологическим регламентом по эксплуатации РБМК-1000 (ТТР РБМК-1000) допускается работа ядерного реактора с запасом реактивности в пределах 43-30 эффективных стержней РР в течение не более 24 ч. Если за указанное время запас реактивности не восстановлен до значения не менее 43 эффективных стержней РР, ЯР заглушается.
Работа ядерного реактора при значении параметра запаса реактивности менее 30 эффективных стержней РР является нарушением предела безопасной эксплуатации.
Недостатки по поддержанию необходимого запаса реактивности характеризуются показателем:
(25.16)
где Nзp - число событий за отчетный период, связанных с несоблюдением предела безопасной эксплуатации ядерного реактора, равного 30 эффективным стержням РР; SUM(T,) - суммарная продолжительность работы ядерных реакторов за отчетный период (ч) с запасом реактивности ниже предела нормальной эксплуатации ядерного реактора, равного 43 эффективным стержням РР.
В формуле (25.16) учитывается положение регламента о том, что если запах: реактивности не восстановлен до значения не менее 43 эффективных стержней РР за 24 ч, то ядерный реактор должен быть заглушен. Это положение принимается как единица отклонения.
Показатель аксиальной неравномерности энерговыделения РБМК-1000. Максимальное значение коэффициента аксиальной неравномерности энерговыделений (Kz) , рассчитанное по программе ПРИЗМА в каналах ДКЭ по высоте, не должно превышать в зависимости от достигнутой максимальной мощности ТК  указанных в табл. 25.4 значений.
Таблица 25.4

Во всех случаях при работе реактора на мощности более 700 МВт (т) коэффициент аксиальной неравномерности не должен превышать значения 1,7.
(25.17)
Недостатки в поддержании необходимой аксиальной равномерности энерговыделений характеризуются показателем:
П(ан) — Naн,
число событий, связанных с превышением коэффициентом аксиальной неравномерности энерговыделения Кг указанных в табл. 25.3 значений.
Показатель коэффициента запаса до кризиса теплообмена в топливном канале РБМК-1000. Коэффициент запаса до предельно допустимой мощности ТК по кризису теплообмена, рассчитанный по программе ПРИЗМА, должен быть не менее 1,0. Это значение является пределом нормальной и безопасной эксплуатации реактора.
Недостатки в поддержании необходимой величины запаса до кризиса теплообмена в ТК характеризуются показателем:

(25.18)
где NKто - суммарное за отчетный период число событий, связанных с уменьшением величины запаса до кризиса теплообмена до уровня меньше 1.0.
Показатель температуры кладки графита РБМК-1000. Согласно типовому технологическому регламенту РБМК-1000 максимальная расчетная температура графита кладки ядерного реактора с учетом погрешности методики расчета на основе измерений штатной системой контроля температуры графита, должна быть не выше 1003 К. При этом предел безопасной эксплуатации установлен на уровне 1023 К.
Рекомендуемая температура эксплуатации графитовой кладки, обеспечивающая ее оптимальную работоспособность, составляет 923 К по измерениям в углах блоков.

Недостатки в поддержании необходимой температуры кладки графита характеризуются показателем:
(25.19)
где NKr - количество событий, связанных с превышением расчетной температуры кладки графита значений 1023 К; SUM (Т) - суммарное за отчетный период время работы при превышениях температуры кладки графита 923 К по измерениям в углах блоков при качестве азота не хуже 99,99% и 773 К при качестве азота 99,98%; То - суммарное время работы.



 
« 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.