Принципы обеспечения безопасности АС 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 :

 

2. ПРИНЦИП ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ       8

 

3. ФУНДАМЕНТАЛЬНЫЕ ФУНКЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ :    12

 

2. КОНТРОЛЬ И УПРАЛЕНИЕ РЕАКТИВНОСТЬЮ    12

 

3. ОХЛАЖДЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА    14

 

4. ЛОКАЛИЗАЦИЯ И НАДЕЖНОЕ УДЕРЖАНИЕ

      РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ     15

 

3.ПРИНЦИП ЕДИНИЧНОГО ОТКАЗА      16

 

• ЗАКЛЮЧЕНИЕ           18

 

 

 

 

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

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

   М.:1994.

2. 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: