Реферат Принципы обеспечения безопасности АС на этапах, предшествующих эксплуатации
Работа добавлена на сайт bukvasha.net: 2015-10-28Поможем написать учебную работу
Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
от 25%
Подписываем
договор
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 :
1.ПРИНЦИП ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ 8
2.ФУНДАМЕНТАЛЬНЫЕ ФУНКЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ : 12
I. КОНТРОЛЬ И УПРАЛЕНИЕ РЕАКТИВНОСТЬЮ 12
II.ОХЛАЖДЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА 14
III.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 |
| нормальная эксплуатация | предусмотренные проектом отказы и инциденты | предусмотренные проектом аварии | запроектные аварии |
| нормальная эксплуатационная деятельность | управление проектными авариями | управление запроектными авариями | |
| процедуры нормальной эксплуатации | аварийные эксплутационные действия | действия по восстановле нию КФБ, планы защиты персонала и населения | |
| системы и оборудование нормальной эксплуатации | технологические защиты и блокировки | проектные системы безопасности | специальные средства на случай тяжелых аварий |
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, r>0 и нейтронная мощность реактора растет;
при Кэфф.=1, r=0 и нейтронная мощность реактора остается постоянной;
при Кэфф.<1, r<0 и нейтронная мощность реактора уменьшается; так как реактивность и эффективный коэффициент размножения подчиняются следующей зависимости : Кэфф.-1
Кэфф.
Количество
нейтронов
рост числа нейтронов по экспоненте
уменьшение числа нейтронов по экспоненте
0 Время
изменение реактивности
нейтронов
влияние запаздывающих нейтронов
влияние
мгновенных нейтронов
0 Время
изменение реактивности
Управление реактивностью подразумевает управление количеством нейтронов в активной зоне реактора, то есть цепной реакцией деления.
Управление цепной реакцией деления обеспечивается с помощью системы управления и защиты (СУЗ) реакторной установки, имеющей поглощающие стержни (управляющие и стержни аварийной защиты). Кроме того, на реакторах типа ВВЭР для этой цели используется система борного регулирования, позволяющая изменять концентрацию борной кислоты в теплоносителе первого контура.
Основной задачей управления цепной реакцией в активной зоне реактора является обеспечение требований ядерной безопасности во всех режимах работы и во время останова.
II. ОХЛАЖДЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА
Основная задача этой функции — предотвратить разрушение твэлов впоследствии их перегрева. Поэтому во всех режимах работы надо 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 реактора. 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 энергоблоков с ВВЭР осуществляется по следующей 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 коэффициента полезного действия АС.
Для аварийных режимов предусмотрены специальные системы безопасности, обеспечивающие отвод тепла от активной зоны реактора. В случае возникновения аномальной ситуации аварийная защита реактора останавливает реактор и количество тепла, генерируемого в активной зоне, снижается до уровня остаточных тепловыделений.
Тепловыделяющие элементы продолжают выделять тепло и после прекращения цепной реакции, то есть выделяемая ими тепловая энергия никогда не снизится до нулевого значения. Поэтому при замене отработавшего топлива его помещают в бассейн выдержки, где топливо продолжает охлаждаться.
Выделяемое после останова реактора остаточное тепло отводится по той же схеме, что и при его работе, через парогенераторы и теплоноситель второго контура к конечному поглотителю. При отсутствии возможности отвода тепла через парогенераторы оно отводится с помощью системы аварийного охлаждения зоны.
III. ЛОКАЛИЗАЦИЯ И НАДЕЖНОЕ УДЕРЖАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ
Эта функция безопасности направлена на предотвращение выхода радиоактивных продуктов за пределы атомной станции.
Для надежного удержания радиоактивных продуктов в активной зоне 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 ВВЭР-1000 их более 50 000 штук) некоторые из них могут оказаться разгерметизированными даже в процессе нормальной эксплуатации АС.
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 среде препятствует защитная оболочка или специальные герметичные и прочные помещения, в которых поддерживается разрежение за счет работы систем вентиляции.
3. ПРИНЦИП ЕДИНИЧНОГО ОТКАЗА
Среди основных принципов безопасности важнейшим является принцип единичного отказа. В соответствии с принципом, система должна выполнять свои функции при любом исходном событии, и при независимом от исходного события 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, который не имеет движущихся частей и для работы которого не требуется работа других систем или компонентов. Пассивный элемент включается в работу непосредственно от воздействия исходного события. 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 систем безопасности 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 отказов резервированных систем или их каналов по общей причине дополнительно применяются :
Þ физическое разделение,
Þ разнотипность применяемых 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 реактора АС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (В-213). Система имеет трехкратное резервирование и каждая из входящих в нее подсистем может самостоятельно выполнить проектную функцию безопасности в полном объеме.
Одного насоса достаточно для выполнения проектных функций.
Но устанавливаются два насоса (или более) на случай отказа или вывода в ремонт первого.
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 простого удаления друг от друга) обеспечивает сохранение работоспособности остальных систем или каналов при повреждении одного из них при пожаре, внутреннем или внешнем затоплении или по другим причинам общего характера.
или каналы системы разделяются
физическими барьерами или просто
|
|
по общей причине.
Разнотипность оборудования подразумевает применение разных по принципу действия систем, выполняющих одни и те же функции. Например, насос питательной воды парогенератора может иметь электро- и турбопривод. Арматура, выполняющая одну и ту же функцию, может ручной, электрический и пневматический привод. Таким образом, в случае возникновения, например, события с полным обесточиванием энергоблока имеется возможность использовать оборудование, для работы которого не требуется наличие электропитания. В случае возникновения отказов в работе механической системы аварийной защиты реактора на реакторах типа ВВЭР, ее функции могут быть выполнены увеличением концентрации борной кислоты в первом контуре до требуемого значения, используя штатную систему ввода бора.
Применение систем и компонентов, выполняющих одни и те же функции, но разных по принципу функционирования, например :
трансформаторы
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Три фундаментальные функции безопасности реализованы в виде проектных систем безопасности (СБ). Системы безопасности предназначаются, в первую очередь, для обеспечения фундаментальных функций безопасности в аварийных ситуациях, а именно для :
1. аварийного останова реактора и поддержания его в подкритичном состоянии (система управления и защиты — СУЗ);
2. аварийного отвода тепла от активной зоны реактора (система аварийного охлаждения активной зоны — САОЗ);
3. удержания радиоактивных продуктов в установленных границах АС (защитная оболочка).
В соответствии с принципом глубоко эшелонированной защиты системы безопасности являются третьим уровнем защиты, предназначенным для предотвращения перерастания инцидентов в проектные аварии, а проектные аварии - в запроектные.
Принцип единичного отказа реализуется в проекте АС путем выбора требуемой кратности резервирования систем, их физического разделения и применения разнотипного оборудования с тем, чтобы функции безопасности выполнялись при любых условиях.
Каждая система безопасности АС резервируется за счет применения трех (иногда четырех) независимых систем или каналов одной системы, идентичных по своей структуре и способных полностью выполнить соответствующую данной системе функцию безопасности. При полной независимости этих систем или каналов общая надежность пропорциональна их количеству. Такое резервирование называют 3*100% или 4*100%.
Только резервирование не защищает от множественных отказов элементов или устройств безопасности по общим причинам. Отказы по общим причинам могут происходить вследствие возникновения внутренних событий (например, пожары, затопление, летящие предметы, образовавшиеся при разрывах сосудов и трубопроводов) или внешних событий (например, землетрясение, падение самолета). При возникновении таких событий одновременно могут быть выведены из строя несколько систем или каналов, резервирующих друг друга. Во избежании этого применяется физическое разделение и разнотипное по принципу действия оборудование.
Для определения и подтверждения высокой надежности систем безопасности при проектировании используются вероятностные методы анализа их надежности и применяются данные из опыта эксплуатации аналогичных систем, а также результаты испытаний и моделирования. Эксплуатация, техническое обслуживание и ремонт систем безопасности производятся по специально разработанным инструкциям и регламентам.
Главная задача — защитить персонал, население и окружающую среду от недопустимого воздействия радиации.
[1] Беккерель, равный одному распаду в секунду. Активность.
** Например, тепловая станция мощностью 1000 МВт выбрасывает около 9000 тонн золы в год, содержащей около 1,8*105-3,7*106 Бк/т естественных радиоактивных нуклидов.
[2] Международная консультативная группа по ядерной безопасности является группой при генеральном директоре МАГАТЭ; ее основные функции:
· обмен информацией по проблемам безопасности, имеющим международное значение;
· определение важных современных проблем ядерной безопасности;
· формулировка всеми разделяемой концепций и подходов к безопасности АС.
