Анализ проектных аварий подход

Проектная авария

Проектная авария — это такая авария, исходное событие которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией. При этом обеспечение безопасности проектом предусматривается. Специально выделяется максимальная проектная авария ( МПА) — проектная авария с наиболее тяжелым исходным событием, устанавливаемым для каждого типа реакторов. [1]

Проектная авария — авария, для которой проектом определены исходные события, конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение ее радиационных последствий установленными для таких аварий пределами. [2]

Проектная авария — авария, исходное событие которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией данной установки. Для такой аварии техническим проектом предусматривается обеспечение радиационной безопасности персонала и населения; определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной ошибки персонала ограничение ее радиационных последствий установленными для таких аварий пределами. [3]

Максимально проектные аварии характеризуются наиболее тяжелыми исходными событиями, обусловливающими возникновение аварийного процесса на данном объекте. Эти события приводят к максимально возможным в рамках установленных проектных пределов радиационным последствиям. [4]

Максимально возможной проектной аварией АЭС с реакторами РБМК представляется авария при полном обесточивании всех систем управления и контроля. При этом скорость падения расхода воды через ТК выше скорости снижения тепловой мощности реактора, что приводит к росту паросодер-жания и уменьшению теплосъема. В этой ситуации предусмотрен немедленный останов реактора с помощью системы аварийной защиты. Энергоатомиздат, 1988) приводится случай с реактором РБМК-100 на Курской АЭС в 1980 г., когда произошло полное обесточивание реактора. [5]

Причинами проектных аварий , как правило, являются исходные события, связанные с нарушением барьеров безопасности, предусмотренных проектом каждого реактора. Именно в расчете на эти исходные события и строится система безопасности АЭС. [6]

Под проектной аварией понимается авария, для которой определены в проекте исходные события аварийных процессов, характерных для того или иного объекта или радиационно опасного узла, конечные состояния ( контролируемые состояния элементов и систем объекта после аварии) и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварий установленными пределами. [7]

Запроектная авария — авария, вызванная неучитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности, реализацией ошибочных решений персонала. [8]

Наиболее часто принимается во внимание две основных гипотезы: наиболее типовая проектная авария и нормальное регламентное функционирование объекта. [9]

В качестве исходных событий, которые могут привести к проектной аварии , в проекте реактора ПИК рассматривались: нарушения, приводящие к изменению реактивности; отказы в СУЗ. [10]

Управление запроектной аварией — действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроект-ные и на ослабление радиационных последствий запроектных аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации, для обеспечения безопасности при проектных авариях, или специально предназначенные для уменьшения радиационных последствий запроектных аварий. [11]

Система противопожарной защиты должна быть способна выполнять свои функции в условиях проектной аварии , сопровождаемой возникновением и распространением пожара на технологическом оборудовании. [12]

Под запроектной или гипотетической аварией понимается такая авария, которая вызывается не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями и сопровождается дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами систем безопасности. [13]

Под запроектной ( гипотетической) аварией понимается такая авария, которая вызывается не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями и сопровождается дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности. [15]

XV. ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ТРЕБОВАНИЯ К СОДЕРЖАНИЮ ОТЧЕТА ПО ОБОСНОВАНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ С РЕАКТОРОМ ТИПА ВВЭР» (НП-006-16)

XV. Требования к содержанию главы 15 «Анализ нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные и запроектные аварии»

XV. Требования к содержанию главы 15 «Анализ
нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные
и запроектные аварии»

В главе 15 ООБ АС должны быть представлены результаты анализа нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные и запроектные аварии.

На основе результатов анализа нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должно быть обосновано, что для всех эксплуатационных состояний АС при возникновении нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивается соблюдение установленных в проекте АС проектных пределов и критериев безопасности.

Анализ нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должен быть выполнен для всех ИС, входящих в окончательный перечень ИС для анализа проектных аварий.

Анализ ЗПА должен быть выполнен для аварий, входящих в окончательный перечень ЗПА.

Должна быть приведена информация о стратегии управления ЗПА, разработанной на основе анализа и позволяющей возвратить блок АС в контролируемое состояние, при котором обеспечивается выполнение основных функций безопасности, принимаются меры по защите ГО и ограничены радиационные последствия аварии и представлены На основе анализа ЗПА должны быть представлены рекомендации по разработке руководств по управлению ЗПА и планов мероприятий по защите персонала.

15.1. Нарушения нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

15.1.1. Окончательный перечень исходных событий для анализа проектных аварий.

Должен быть представлен и обоснован окончательный перечень ИС проектных аварий подход, принятый при составлении перечня, обосновано соответствие принятого подхода нормативным требованиям и достигнутому уровню науки и техники.

Должны быть приведены сведения, подтверждающие, что представленный в ООБ АС окончательный перечень ИС для анализа проектных аварий сформирован с учетом:

примерного перечня ИС проектных аварий, приведенного в приложении N 7 к настоящим Требованиям (исключение из рассмотрения какого-либо ИС, приведенного в указанном примерном перечне, должно быть обосновано);

анализа последствий отказов элементов АС, отобранных для последующего подробного анализа;

опыта эксплуатации данного блока АС и опыта эксплуатации блоков-аналогов;

Должно быть обосновано, что в окончательном перечне ИС для анализа проектных аварий учтены:

все виды событий, способных привести к аварии, а именно: отказы оборудования, ошибки персонала, внешние воздействия природного и техногенного характера (от источников, находящихся как на площадке АС, так и вне ее);

все возможные места нахождения ЯМ, РВ и РАО, где может возникнуть авария: РУ, БВ, хранилища ЯТ, места нахождения ЯТ при транспортировании, емкости и трубопроводы системы обращения с РАО и другие;

все возможные эксплуатационные состояния АС (работа на номинальной мощности, работа на сниженных уровнях мощности, работа на МКУ мощности, состояния останова для ремонта и перегрузки топлива, «холодное» состояние, «горячее» состояние и другие состояния, определенные в проекте АС).

15.1.2. Классификация исходных событий.

Необходимо представить классификацию ИС по типу их воздействия на РУ и по вероятности их возникновения.

Это интересно:  Порядок заполнения бухгалтерского баланса 2019

15.1.3. Проектные пределы и критерии безопасности.

Должны быть приведены сведения о проектных пределах и критериях безопасности, принятых при анализе проектных аварий.

Должно быть обосновано, что принятые проектные пределы и критерии безопасности назначены с учетом вероятности возникновения ИС, при этом более частым ИС назначены более строгие проектные пределы и критерии безопасности.

15.1.4. Обеспечение консервативного подхода.

Должно быть обосновано, что для каждого ИС, входящего в окончательный перечень ИС для анализа проектных аварий, анализ безопасности выполнен на основе консервативного подхода.

Должно быть обосновано, что за счет выбора значений параметров и характеристик АС и (или) других методов обеспечивается получение консервативных результатов относительно соблюдения проектных пределов и критериев безопасности.

15.1.5. Представление результатов анализа.

Для каждого анализируемого ИС должны быть приведены следующие сведения:

определение ИС (причина возникновения, степень нарушения, если речь идет об отклонении параметров, размер и положение течи, если речь идет о разрыве, величина расхода, если речь идет о несанкционированном включении в работу насоса и иные характеристики и (или) признаки в зависимости от характера ИС);

исходное состояние АС (определяющие начальные параметры, состояние систем и элементов АС);

допущения, принятые при выполнении анализа;

название ПС, использованного для анализа, и ссылка на аттестационный паспорт ПС;

проектные пределы и критерии безопасности, принятые для оценки результатов анализа;

Результаты анализа должны содержать следующую информацию:

а) хронологию развития переходного процесса:

последовательность срабатывания механизмов и систем с указанием уставок, определяющих их срабатывание;

временные границы начала и окончания действия СБ;

моменты времени, соответствующие достижению максимальных (минимальных) значений параметров, характеризующих запасы до установленных проектных пределов и критериев безопасности;

значимые события, определяющие изменение развития аварийного процесса (осушение ПГ, осушение активной зоны, срыв (восстановление) естественной циркуляции, достижение подкритичности, возникновение повторной критичности и другие);

действия оперативного персонала (если предусмотрены);

б) текстовое описание развития процесса, основанное на анализе изменения представительных параметров РУ и АС;

в) графики изменения во времени представительных параметров, характеризующих состояние основных функций безопасности, физических барьеров, а также соблюдение проектных пределов и критериев безопасности; минимальный перечень параметров, характеризующих процессы в РУ, приведен в приложении N 8 к настоящим Требованиям;

г) обоснование учета принципа единичного отказа, учета зависимых и необнаруживаемых при нормальной эксплуатации отказов;

д) обоснование достаточной длительности расчетного периода (обосновывать, что на момент окончания анализа АС находится в стабильном контролируемом состоянии, при этом стабильное контролируемое состояние АС не может существенно измениться вследствие незначительного изменения одного из параметров и, кроме того, отсутствуют неотвратимые угрозы выхода из контролируемого безопасного состояния, не связанные со случайными отказами оборудования АС);

д) заключение о соблюдении установленных в проекте АС проектных пределов и критериев безопасности;

е) необходимые ссылки на документы, подтверждающие обоснованность представленных результатов.

Для ИС, приводящих к истечению теплоносителя первого или второго контура в пределах ГО, необходимо привести описание протекания процессов внутри ГО и графики изменения представительных параметров в помещениях ГО. Минимальный перечень параметров, характеризующих процессы внутри ГО, приведен в приложении N 8 к настоящим Требованиям.

Если условия протекания аварии приводят к термомеханическому формоизменению оболочек твэлов, влияющему на условия охлаждения активной зоны, должна быть представлена информация о том, каким образом эти явления учтены при выполнении анализа.

На основе результатов анализа должно быть оценено количество разгерметизированных твэлов. Необходимо привести принятые при выполнении анализа критерии разгерметизации твэлов со ссылкой на соответствующее экспериментальное обоснование принятых критериев.

Для проектных аварий, приводящих к повреждению твэлов сверх установленных пределов безопасной эксплуатации, либо к выходу РВ в окружающую среду, следует представить результаты анализа радиационных последствий аварии и привести описание процессов, определяющих выход РВ в ГО, а также из ГО в окружающую среду. Необходимо оценить дозы облучения, получаемые персоналом и населением в условиях аварии.

Оценка дозовых нагрузок на население, связанных с последствиями проектных аварий, должна быть выполнена для критической группы при наименее благоприятных метеорологических условиях (с обеспеченностью 99,5%), характерных для площадки и района размещения АС.

Минимальный перечень представляемых сведений о радиационных последствиях проектных аварий приведен в приложении N 8 к настоящим Требованиям.

15.2. Запроектные аварии.

15.2.1. Окончательный перечень запроектных аварий.

Должен быть представлен окончательный перечень ЗПА (включая тяжелые аварии), принятый в проекте АС. Должны быть приведены сведения о том, что (для многоблочных АС в перечне рассмотрены сценарии аварий, происходящих одновременно на нескольких блоках многоблочной АС. Должны быть приведены сведения о принятом подходе при формировании перечня ЗПА. Должно быть обосновано, что принятый перечень ЗПА включает представительные сценарии для определения мер по управлению такими авариями и что представительность сценариев обеспечивается посредством учета уровней тяжести состояния АС и возможных состояний работоспособности или неработоспособности СБ и специальных технических средств для управления ЗПА.

Должны быть приведены сведения о том, что представленный в ООБ АС окончательный перечень ЗПА сформирован с учетом:

примерного перечня ЗПА, приведенного в приложении N 9 к настоящим Требованиям;

анализа последствий отказов элементов АС, отобранных для последующего подробного анализа;

опыта эксплуатации данного блока АС и опыта эксплуатации блоков-аналогов;

Должно быть обосновано, что в окончательном перечне ЗПА учтены:

все виды событий, способных привести к аварии, а именно: отказы оборудования, ошибки персонала, внешние воздействия природного и техногенного характера (от источников, находящихся как на площадке АС, так и вне ее), пожары и затопления;

все возможные места нахождения ЯМ, РВ и РАО, в которых может возникнуть авария: РУ, хранилища ЯТ, места нахождения ЯТ при транспортировании, емкости и трубопроводы системы обращения с РАО и другие;

все возможные эксплуатационные состояния АС (работа на номинальной мощности, работа на сниженных уровнях мощности, работа на МКУ мощности, состояния останова для ремонта и перегрузки топлива, «холодное» состояние, «горячее» состояние и иные эксплуатационные состояния, определенные в проекте блока АС);

представительные сценарии тяжелых аварий.

15.2.2. Анализ запроектных аварий. Управление запроектными авариями.

В ООБ АС должны быть представлены результаты реалистического (неконсервативного) анализа ЗПА, включенных в окончательный перечень ЗПА, содержащие оценки вероятностей путей протекания и радиационных последствий ЗПА. Оценка дозовых нагрузок на население, связанных с последствиями тяжелой аварии, должна быть выполнена для критической группы при наименее благоприятных метеорологических условиях (с обеспеченностью 95%), характерных для района размещения АЭС.

Анализ ЗПА, приведенный в ООБ АС, является основой для составления планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий, а также для разработки руководства по управлению ЗПА. Таким образом, основными целями выполнения детерминистических анализов ЗПА должны являться обоснование эффективности действий, предусмотренных для управления ЗПА и оценка их радиационных последствий.

Это интересно:  Закон о дорогах и дорожной деятельности

Объем требований к представлению результатов анализа ЗПА, не являющихся тяжелыми авариями, аналогичен требованиям, предъявляемым к анализу проектных аварий, приведенным в пункте 15.1.5 настоящего приложения.

Перечень дополнительных сведений, которые должны быть представлены по результатам анализа тяжелых аварий, приведен в приложении N 8 к настоящим Требованиям.

Результаты анализа ЗПА, представленные в ООБ АС, должны демонстрировать эффективность предусмотренных проектом АС мер управления ЗПА.

Если в условиях рассматриваемой ЗПА для приведения АС в безопасное контролируемое состояние требуется вмешательство персонала АС, в ООБ АС должны быть представлены как результаты анализа как для сценария без учета действий персонала АС (для определения основных этапов развития ЗПА и имеющихся запасов времени у персонала АС до начала действий по управления аварией), так и результаты анализа с учетом действий персонала АС (для подтверждения эффективности мер по управлению авариями).

Должны быть приведены сведения о специальных технических средствах для управления ЗПА, а также иных имеющихся на АС технических средствах, использование которых для управления ЗПА учтено при выполнении анализа аварий. Должны быть установлены приоритеты для использования различных систем и оборудования при управлении авариями и оценено время, необходимое для включения в работу указанных технических средств.

Должны быть сформулированы требования к действиям по управлению ЗПА для каждого уровня тяжести состояния АС.

Должен быть определен объем информации о состоянии АС, необходимой для контроля состояния АС и управления ЗПА, указаны технические средства и способы, позволяющие получать эту информацию в условиях ЗПА. При невозможности прямых измерений необходимых параметров должна быть учтена возможность выполнения косвенной оценки требуемых параметров и описаны методы выполнения такой оценки.

На основании результатов анализа ЗПА должно быть обосновано, представленные в ООБ АС меры по управлению ЗПА обеспечивают достижение целей управления ЗПА: возвращение АС в безопасное контролируемое состояние, принятие достижимых мер по защите ГО, смягчение радиационных последствий аварии.

15.3. Используемые программные средства.

Должен быть представлен перечень использованных ПС с указанием сведений об их аттестации. Указывать номер паспорта ПС, дату выдачи и срок, на который был выдан паспорт ПС.

Если ПС или расчетная методика не аттестованы в установленном порядке, то должен быть указан плановый срок аттестации и представлен следующий необходимый объем сведений, подтверждающий возможность использования методики или ПС для обоснования безопасности в области ее применения:

описание физических процессов и явлений, моделируемых ПС;

описание математических моделей, с приведением замыкающих соотношений;

описание расчетных нодализационных схем, использованных для выполнения анализа безопасности; применимость использованных для анализа расчетных схем должна быть подтверждена результатами анализа чувствительности;

основные результаты верификации ПС (могут быть представлены в отдельном отчете);

сведения об ограничениях на применение ПС и о максимальных погрешностях расчета, определенных на основе результатов верификации;

результаты анализа неопределенности расчетов.

Для всех ПС, использованных для выполнения анализов безопасности, должны быть приведены:

назначение и область применения ПС, ограничения по применению ПС;

краткое описание методик и программ (должна быть сделана ссылка на источники, где приводится более полное описание ПС);

нодализационные схемы, использованные для выполнения анализа (обосновывать возможность их применения для выполняемого анализа).

15.4. Исходные данные для выполнения анализа.

В отдельном разделе должны быть представлены исходные данные для выполнения анализа в объеме, необходимом для выполнения независимого анализа.

В данном разделе должны быть приведены:

основные параметры и характеристики, характеризующие исходное состояние АС (для всех состояний АС, рассмотренных в анализах);

геометрические и топологические исходные данные;

физические исходные данные;

технологические исходные данные.

Минимальный перечень исходных данных, подлежащих приведению в ООБ АС, представлен в приложении N 10 к настоящим Требованиям.

Анализ риска потенциальных аварий на опасных производственных объектах промышленных предприятий

Опубликовано: 15.09.2015 Рубрика: Статьи Автор: Единый Стандарт

Управление промышленной безопасностью на опасных производственных объектах невозможно без исследования обстоятельств и анализа риска возникновения на них аварий, чрезвычайных происшествий и несчастных случаев. Все процедуры этого процесса основаны, прежде всего, на положениях Федерального закона № 116 «О промышленной безопасности опасных производственных объектов», принятого еще в 1997 году. Кроме того, существует большое количество регламентов, правил и отраслевых требований, регулирующих эту сферу деятельности.

Условно процесс анализа риска потенциальных аварий на опасных производственных объектах (ОПО, — ред.) можно разделить на 3 этапа. На первом из них происходит полноценный и актуализированный сбор информации об объекте. Кроме общих данных, на этой стадии определяется факт регистрации ОПО, рассматриваются аварии происшедшие на предприятии, оценивается уровень их последствий, а также собирается вся техническая информация, в том числе касающаяся технологического процесса.

На втором этапе процедуры осуществляется непосредственно сама оценка гипотетического риска. Этот раздел предусматривает анализ следующих документов и процессов: обоснование безопасности, декларирование безопасности, экспертиза промышленной безопасности, страхование гражданской ответственности от вреда, нанесенного третьим лицам, производственный контроль и т.д.

Третьим, заключительным этапом оценки риска возникновения аварий на опасных производственных объектах, является выполнение эффективного надзора над деятельностью предприятия в целях недопущения на нем подобных негативных происшествий. Реализация этой части комплексной оценки риска достигается следующим образом:

  1. Планирование мероприятий по обеспечению промышленной безопасности на ОПО.
  2. Наличие полного комплекта разрешительной документации.
  3. Контроль над выполнением регламента по всем функциональным направлениям.
  4. Регулирование деятельности опасного производственного объекта посредством нормативных документов.

Анализ риска возникновения аварий рассматривается, в том числе, через призму таких данных, как сведения, в которых изложены:

  1. Результаты анализа риска чрезвычайных происшествий и аварий на ОПО, а также их последствия для людей и окружающей среды.
  2. Условия, при которых ОПО эксплуатируется в безопасном режиме.
  3. Комплекс требований, предъявляемых не только к эксплуатации опасного производственного объекта, но и к капитальному ремонту, а также к его консервации и ликвидации.

В настоящее время все большее распространение приобретает так называемая количественная оценка риска аварий. Специалисты отмечают, что подобный метод эффективен в следующих случаях:

  1. В процессе разработки проектных решений, а также при размещении опасного производственного объекта и технических устройств.
  2. В сравнительных процедурах, а также обоснованиях технических решении и мероприятий, обеспечивающих защиту объекта.
  3. Оценки последствий чрезвычайных происшествий и аварий на опасных производственных объектах, вызванных выбросом опасных и токсичных веществ.

Этот подход имеет как свои достоинства, так и недостатки. К первым относится:

  • Выявление «проблемных зон» исключительно математическими методами.
  • Возможность на основе единых показателей сравнение разнообразных видов опасностей.
  • Наглядность выводов и результатов расчетных показателей.

Данная система имеет и недостатки. Это:

  • Большой объем данных и расчетных показателей.
  • Зависимость расчетов от исходной информации, ее достоверности и допущений.
  • Возможность «подстройки» расчетов под конкретный, «нужный» результат.

Большое значение для проведения корректной и эффективной процедуры оценки риска аварий на опасном производственном объекте имеет нормативно-техническая база, которая в Российской Федерации достаточно полноценна и эффективна. Более того, она практически не отличатся от аналогичного зарубежного регламента, за исключение некоторых специализированных методик и положений, используемых в отдельных отраслях. Тем не менее методология в области промышленной безопасности, в том числе в сфере оценки риска возникновения аварий на ОПО, продолжает развиваться. В настоящее время этот процесс продвигается в следующих направлениях:

  • Оценка аварий, чрезвычайных происшествий и несчастных случаев, происшедших на опасных производственных объектах.
  • Создание единых информационных баз данных.
  • Использование более качественных способов анализа вероятных опасностей.
  • Ликвидация противоречий в нормативных документах и регламентах, а также разночтений и конкретных ошибок. Это необходимо для того, чтобы исключить проблемы при реализации мероприятий по обеспечению промышленной безопасности.
  • Формирование комплекса методик по типовому регламенту, особенно для таких опасных объектов, как нефтяные, газовые и химические производства, предприятия морских нефтегазовых промыслов и спецхимии, а также трубопроводы, по которым транспортируется сжиженный газ.
Это интересно:  Как отразить гпх в 6 ндфл

Если вы нашли ошибку, пожалуйста, выделите фрагмент текста и нажмите Ctrl+Enter.

1.3.1 Проектные аварии

Под проектной аварией понимают аварию, для которой в проекте определены исходные события аварийных процессов, характерные для того или иного радиационно — опасного объекта (типа реакторной установки), конечные состояния (контролируемые состояния элементов и систем после аварии ), а

также предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа системы (канала системы) безопасности или одной дополнительной ошибки персонала, ограничение последствий аварии установленными пределами. Максимально проектные аварии характеризуются наиболее тяжелыми исходными событиями, обусловливающими возникновение аварийного процесса на данном объекте. Эти события приводят к максимально возможным в рамках установленных проектных пределов радиационны последствиям.

Уже на стадии проектирования АЭС рассматривается широкий спект проектных аварий, которые характеризуются достаточно низкой частотой возникновения и преодолеваются с учетом консервативного подхода в части работы систем, предназначенных для преодоления аварий.

Основными режимами нормальной эксплуатации(НЭ), нарушениями нормальной эксплуатации (ННЭ) и авариями, определяющими радиационное воздействие на окружающую среду, являются режимы эксплуатации систем реакторного отделения.

В проекте АЭС рассматриваются различные режимы, осуществляемые при нормальной эксплуатации, а именно:

— работа на мощности;

— работа на минимальном уровне мощности;

— останов для ремонта;

— останов для перегрузки;

Нормальная эксплуатация энергоблока осуществляется в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях . Под эксплуатационными пределами понимают значения параметров и характеристик состояния систем и АЭС в целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации.

В проекте рассматриваются режимы нарушения нормальной эксплуатации, то есть все состояния оборудования и систем энергоблока с отклонениями от

принятой в проекте технологии производства энергии при работе на мощности, в период пуска, останова и перегрузок топлива, не приводящие к превышению

параметров и характеристик состояния систем и АЭС в целом, установленные в

для нормальной эксплуатации, нарушений условий нормальной

эксплуатации и аварий).

реакторной установки (РУ) типа не должны превышать следующие установленные пределы безопасной эксплуатации:

1. Эксплуатационный предел (т.е. граничные значения для нормальной эксплуатации) повреждения твэл за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочек не должен превышать0,2 % твэл и 0,02 % твэл при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.

2. Предел безопасной эксплуатации по качеству и величине дефектов твэлов составляет 1 % твэл с дефектами типа газовой неплотности и0,1 % твэл, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива;

3. Максимальный проектный предел повреждения твэл соответствуе непревышению следующих предельных параметров [18]:

— температура оболочек твэл – 1200 o С,

— локальная глубина окисления оболочек твэл — 18 % от первоначальной толщины стенки,

прореагировавшего циркония – 1 % его массы в оболочках твэл.

4. Для сохранения целостности границ давления первого контура Р

абсолютное давление в оборудовании и трубопроводах первого контура не должно превышать рабочее более чем на15 %, с учетом динамики переходных процессов и времени срабатывания предохранительной арматуры.

5. Для сохранения целостности границ давления второго контура Р

абсолютное давление в оборудовании и трубопроводах второго

должно превышать рабочее более чем на15 %, с учетом динамики переходных

процессов и времени срабатывания предохранительной арматуры.

6. Давление среды в помещениях гермообъема не должно

5 кгс/см 2 (0,49 МПа).

7. Температура среды в помещениях гермообъема не должна превышать

8. На границе СЗЗ и за ее пределами доза, полученная детьми за первые2 недели после аварии не должна превышать10 мЗв на все тело, 100 мГр на щитовидную железу и 300 мГр на кожу (в соответствии с — уровень безусловной оправданности введения контрмеры«Ограничение пребывания детей на открытом воздухе»).

В проекте выполняется анализ безопасности АЭС при авариях, то есть при нарушениях эксплуатации АЭС, при которых произошел выход радиоактивных продуктов и/или ионизирующих излучений за границы, предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации, в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации.

Для проектных аварий определены исходные события, конечные состояния и

предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события, ошибки персонала, ограничение их последствий установленными для таких аварий пределами.

Перечень режимов ННЭ и проектных аварий систем реакторного отделения, для которых выполняется анализ безопасности, уточняются в отчете по анализу безопасности (ОАБ) энергоблока.

Все проектные режимы реакторной установки объединяются по группам характерного воздействия по изменению параметров.

Исходные события при работе энергоблока на мощности:

— увеличение теплоотвода через второй контур;

— уменьшение теплоотвода через второй контур;

— уменьшение расхода теплоносителя через реактор;

— увеличение массы теплоносителя первого контура;

— уменьшение массы теплоносителя первого контура;

— нарушения нормальной эксплуатации с отказом аварийной защиты реактора;

— изменение реактивности и распределения энерговыделений.

Исходные события при расхолаживании реакторной установки и на остановленном энергоблоке:

— уменьшение запаса подкритичности активной зоны реактора;

— уменьшение массы теплоносителя первого контура;

— уменьшение теплоотвода от активной зоны реактора вследствие ухудшения циркуляции теплоносителя первого контура;

— уменьшение теплоотвода от активной зоны реактора вследствие отказов

в обеспечивающих системах;

— уменьшение теплоотвода от активной зоны реактора вследствие отказов

— увеличение давления («переопрессовка») первого контура.

Исходные события при обращении со свежим и отработавшим топливом и исходные события при обращении с радиоактивными отходами.

Для предотвращения аварийных ситуаций, то есть состояний АЭС,

Статья написана по материалам сайтов: bazanpa.ru, 1cert.ru, studfiles.net.

«

Помогла статья? Оцените её
1 Star2 Stars3 Stars4 Stars5 Stars
Загрузка...
Добавить комментарий