Реферат: Принципы обеспечения безопасности АЭС на этапах, предшествующих эксплуатации

ГОСУДАРСТВЕННАЯ АКАДЕМИЯ УПРАВЛЕНИЯ

им. С. ОРДЖОНИКИДЗЕ

КУРСОВАЯ РАБОТА ПО КСЕ на тему “принципы обеспечения безопасности АС на этапах, предшествующих эксплуатации”

ВЫПОЛНИЛА СТУДЕНТКА: О.В. Пименова, ПМ в энергетике, I-2

РУКОВОДИТЕЛЬ КУРСОВОГО ПРОЕКТА: проф. В.Я. Афанасьев.

Москва, 1997 год.

ОГЛАВЛЕНИЕ

* ВВЕДЕНИЕ 3

* ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ 4

* НОРМАТИВНАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ 7

* ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ БЕЗОПАСНОСТИ :

ПРИНЦИП ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ 8

ФУНДАМЕНТАЛЬНЫЕ ФУНКЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ : 12

VII. КОНТРОЛЬ И УПРАЛЕНИЕ РЕАКТИВНОСТЬЮ

VIII. ОХЛАЖДЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА

IX. ЛОКАЛИЗАЦИЯ И НАДЕЖНОЕ УДЕРЖАНИЕ

РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ 15

3.ПРИНЦИП ЕДИНИЧНОГО ОТКАЗА 16

* ЗАКЛЮЧЕНИЕ 18

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

I. Cправочно-информационный материал по безопасности российских атомных станций (АС) “Безопасность атомных станций” . РосэнергоАтом и ВНИИАЭС,

М.:1994.
II. Справочник по безопасности АС при эксплуатации “Memento de la Surete

Nucleaire en Exploitation” . Electricite de France :1993.

ВВЕДЕНИЕ

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

По назначению и технологическому принципу действия атомные электростанции практически не отличаются от традиционных тепловых электростанций (ТЭС), использующих в качестве топлива уголь, газ или нефть.
Как и ТЭС или другие промышленные предприятия, атомные электростанции неизбежно оказывают определенное влияние на окружающую их природную среду за счет: технологических сбросов тепла (тепловое загрязнение); общепромышленных отходов; выбросов, образующихся при эксплуатации газообразных и жидких радиоактивных продуктов, которые хотя и незначительны и строго нормированы, но имеют место.

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

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

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

ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ

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

Особенностью объектов ядерной энергетики, основную часть которых представляют атомные станции, является образование и накопление значительных количеств радиоактивных веществ в процессе их эксплуатации.
Большую их часть составляют продукты деления урана с суммарной активностью порядка 1020 Беккерелей (Бк)[1]. Именно по этой причине с АС связан специфический риск — потенциальная радиологическая опасность для населения и окружающей среды в случае выхода радиоактивных продуктов за пределы АС.

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

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

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

АС является безопасной, если: радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при проектных авариях не приводит к превышению установленных величин; радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых
(запроектных) авариях.

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

КРИВАЯ ФАРМЕРА

(зависимость величины последствий аварии от вероятности ее возникновения)

ПОСЛЕДСТВИЯ

(дозовый предел облучения, Зв/год)

недопустимая зона

0,1 остаточ- ный риск*

0,004 проектные аварии риск отказов и нарушений при

нормальной эксплуатации

10-7** 10-2 ВЕРОЯТНОСТЬ

* остаточный риск - это риск, который продолжает существовать несмотря на все предпринятые меры (например, риск падения метеорита на защитную оболочку АС )
** вероятность 10-7 означает, что событие может произойти 1 раз в

10 000 000 лет.

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

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

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

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

Задача нормальной эксплуатации — сведение к минимуму радиоактивных выбросов, присущих режиму нормальной эксплуатации, за счет: обеспечения правильного функционирования систем и оборудования; предупреждение отказов и аварий.

При возникновении отказов и инцидентов — предотвращение из перерастания в проектные аварии за счет: следования соответствующим инструкциям; контроля за важными для безопасности параметрами.

При возникновении проектных аварий — предотвращение их перерастания в запроектные за счет: следования инструкциям и процедурам по управлению и ликвидации аварий; контроля правильности функционирования систем безопасности.

При возникновении запроектных аварий — сведение к минимуму воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду за счет: ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения; следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авариями.

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

НОРМАТИВНАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ

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

Основные принципы безопасности содержатся как в российской нормативной, так и в международной нормативно-регламентирующей документации. Международным Агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) и
Международной консультативной группой по ядерной безопасности (INSAG)[2] разработан ряд рекомендательных документов, определяющих общие подходы и принципы обеспечения безопасности. Среди них документами принципиального значения являются: “Основные принципы безопасности атомных электростанций”
(INSAG-3) и “Культура безопасности” (INSAG-4).

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

ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ БЕЗОПАСНОСТИ :

1. ПРИНЦИП ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ

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

Принцип глубоко эшелонированной защиты предполагает создание ряда последовательных уровней защиты от вероятных отказов технических средств и ошибок персонала, включая: установление последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду; предусмотрение технических и административных мероприятий по сохранению целостности и эффективности этих барьеров; предусмотрение мероприятий по защите населения и окружающей среды в случае разрушения барьеров.

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

В основе данного принципа лежит установление ряда последовательных физических барьеров, обеспечивающих надежное удержание радиоактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АС. Система барьеров включает в себя:
1. топливную матрицу;
2. оболочки тепловыделяющих элементов;
3. границы контура теплоносителя;
4. герметичное охлаждение локализующих систем безопасности (например, защитная оболочка).

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

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

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

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

ФУНКЦИОНАЛЬНОЕ РАЗВИТИЕ КОНЦЕПЦИИ ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ

|поддержание нормальных режимов эксплуатации АС |

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

|предотвращение аварий и аварийных ситуаций |

|управление авариями и ослабление их последствий |

|защита населения и окружающей среды от недопустимого воздействия радиации |

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

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

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

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

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

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

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

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

2. ФУНДАМЕНТАЛЬНЫЕ ФУНКЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ :

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

I. Контроль и управление реактивностью.

II. Обеспечение охлаждения активной зоны реактора.

III. Локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов.

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

I. КОНТРОЛЬ И УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТИВНОСТЬЮ

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

То есть, при Кэфф.>1, (>0 и нейтронная мощность реактора растет; при Кэфф.=1, (=0 и нейтронная мощность реактора остается постоянной; при Кэфф.

Реферат: Принципы обеспечения безопасности АЭС на этапах, предшествующих эксплуатации

Похожие работы: