Автор работы: Пользователь скрыл имя, 15 Января 2014 в 00:56, курсовая работа
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.
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
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.
Для достижения основной цели безопасности - предотвращения выхода радиоактивных продуктов за пределы физических барьеров - выполняются три следующие фундаментальные функции безопасности:
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
r=
Кэфф.
Количество
нейтронов
рост числа нейтронов по экспоненте
уменьшение числа нейтронов по экспоненте
0
изменение реактивности
количество
нейтронов
влияние запаздывающих нейтронов
влияние
мгновенных нейтронов
0
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.
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.
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 :
На практике принцип единичного отказа реализуется путем резервирования. Для уменьшения вероятности отказов резервированных систем или их каналов по общей причине дополнительно применяются :
Информация о работе Принципы обеспечения безопасности АС на этапах, предшествующих эксплуатации