
- •Глава 1 7
- •Глава 2 59
- •Глава 3. 109
- •Введение
- •1.1.1. Избыточная реактивность
- •1.1.2. Остаточное тепловыделение и концентрация р/а продуктов в активной зоне реактора
- •1.1.3. Запасенная неядерная энергия
- •1.2. Возможные способы проявления опасностей
- •1.2.1. Авария на tmi
- •1.2.2. Авария на IV блоке Чернобыльской аэс. Выводы и уроки
- •Как начиналась и протекала авария
- •Общие выводы по аварии
- •1.2.3. Общие выводы по двум авариям
- •1.3. Основные принцины безопасности
- •1.3.1. Основные цели безопасности
- •1.3.2. Фундаментальные принципы Принцип управления
- •Принцип глубокоэшелонированной защиты
- •Технические принципы
- •1.4. Регламент обеспечения безопасной работы яэу
- •1.4.1. Нормативно-техническая документация
- •1.4.2. Общие требования нормативных документов
- •1.4.3. Общие требования к системам воздействия на реактивность
- •1. Никакие операции с реактором, могущие привести к росту коэффициента размножения, нельзя производить, если реактор незащищен.
- •Необходимо быть уверенным в защите реактора.
- •4. Чтобы манипуляции с реактором не приводили его в надкритическое состояние на мгновенных нейтронах
- •1.4.4. Специфика критстендов
- •1.4.5. Специфика исследовательских реакторов и ру ас
- •1.5. Влияние человеческого фактора на безопасность яэу
- •1.5.1. Роль персонала при обеспечении безопасности яэу
- •1.5.2. Ошибки персонала и способы их предотвращения
- •1.5.3. Управляющие воздействия персонала при аварии
- •2.2. Элементы теории вероятностей
- •2.2.1. Случайные события
- •2.2.2. Свойства частот. Вероятность события
- •2.2.3. Операции над событиями
- •2.2.4. Формула Байеса. Проверка гипотез
- •2.2.5. Независимость событий
- •2.2.6. Вероятностные схемы классическая схема
- •(Геометрические вероятности)
- •2.2.7. Вероятностные характеристики случайных величин
- •Законы распределения
- •Характеристические свойства законов распределения
- •2.3. Деревья отказов и деревья событий
- •2.3.1. Деревья событий
- •2.3.2. Деревья отказов
- •2.4. Основные понятия теории надежности
- •2.4.1. Качественное определение надежности
- •2.4.2. Количественные характеристики надежности
- •2.4.3. Простейшие потоки событий. Пуассоновский поток событий (отказов)
- •2.4.3. Структурная надежность
- •Последовательное соединение
- •Параллельное соединение
- •Надежность системы с зависимыми элементами
- •Резервирование переключением на запасной элемент (холодный резерв)
- •Резервирование по методу голосования
- •2.4.4. Расчет норм надежности
- •3.2. Модели типа "параметр-граница работоспособности"
- •3.2.1. Общая модель
- •3.2.2. Частные случаи
- •3.2.3. Задание определяющих параметров
- •3.2.4. Теплотехническая надежность активной зоны
- •3.3. Постепенное накопление дефектов. Процессы накопления
- •3.3.1. Приближение нулевой скорости роста дефекта при нормальном режиме и мгновенного скачка при выходе определяющего параметра за допустимые пределы
- •3.4. Распределение амплитуд флуктуации определяющих параметров
- •3.4.1. Первая модель
- •3.4.2. Вторая модель
- •Рекомендуемая литература с комментарием
Технические принципы
Апробированная инженерно-техническая практика – техническая деятельность, осуществляемая на АЭС. Основывается на инженерно-технической практике, проверенной испытаниями и опытом и отраженной в утвержденных нормах и стандартах и другой соответствующей документации.
Проектирование, сооружение и испытание систем и компонентов осуществляется консервативно в соответствии со стандартами качества, отвечающими целям безопасности. Применяются утвержденные нормы и стандарты, соответствие и применимость которых оценивались и которые, в случае необходимости, дополнялись или модифицировались. В обстоятельствах, когда считается целесообразным и имеются возможности по внесению улучшений или совершенствованию существующей практики, такие изменения вносятся с большой осторожностью. Проектирование и строительство атомных станций новых типов основывается, насколько это возможно, на опыте уже эксплуатирующихся станций или на результатах программ научных исследований и эксплуатации прототипов представительных размеров.
Обеспечение качества – обеспечение качества осуществляется во всех видах деятельности для атомных электростанций как часть всеобъемлющей системы, гарантирующей с высокой достоверностью соответствие всей продукции, услуг и выполняемых работ установленным требованиям.
Высокое качество оборудования и характеристик человека является ключевой частью безопасности атомной станции. Цель - обеспечение того, чтобы оборудование и персонал удовлетворительно выполняли свои функции. Процессы, в которых стремятся к достижению высокого качества, подвергаются контролю и проверке на основе практики обеспечения качества. Эта практика применяется в течение всего срока службы станции ко всему диапазону деятельности, связанной с проектированием, поставками, строительством, и к проверке руководств по испытаниям, пуско-наладочным работам, эксплуатации и техническому обслуживанию.
Человеческий фактор – персонал, занимающийся деятельностью, влияющей на безопасность АЭС, полностью подготовлен и аттестован для выполнения своих обязанностей. Возможность ошибки человека при эксплуатации атомной электростанции принимается во внимание облегчением принятия операторами правильных решений и затруднением принятия неправильных, а также обеспечением средств для обнаружения и корректирования или компенсации ошибки.
Одним из наиболее важных уроков аномальных событий, начиная от незначительных инцидентов и кончая серьезными авариями, является то, что они очень часто происходили в результате неправильных действий человека. Часто эти события происходили тогда, когда персонал станции не осознавал важности для безопасности предпринимаемых им действий, когда он нарушал руководства, не знал об условиях, сложившихся на станции, был введен в заблуждение неполной информацией или неправильно ее интерпретировал, или не полностью понимал станцию, на которой работал. Доля человеческих ошибок в событиях и авариях прошлого была слишком велика. Для их компенсации имеется два пути – проектный, включая автоматизацию, и оптимальное использование человеческой изобретательности в необычных условиях.
Оценка и проверка безопасности – до начала строительства и эксплуатации станции делается оценка ее безопасности. Эта оценка хорошо документируется и подвергается независимому рассмотрению. Оценка обновляется в свете новой существенной информации по безопасности.
Оценка безопасности включает систематическое критическое рассмотрение путей возможных отказов систем, компонентов и конструкций и определение последствий таких отказов. Оценка производится целенаправленно для выявления слабых мест проекта. Данный процесс повторяется в полном объеме или частично, как это необходимо, на более поздних этапах существования станции, если результаты проводимых научных исследований по безопасности или опыт эксплуатации делают это возможным и желательным.
Радиационная защита – практическая система радиационной защиты соответствует нормам радиационной безопасности и ей следуют при проектировании, пусконаладочных работах и эксплуатации АЭС.
Устанавливаются меры для защиты персонала и населения от вредных эффектов облучения при нормальной эксплуатации, ожидаемых нарушениях нормальной эксплуатации и авариях. Эти меры направлены на контроль за источниками излучения, на обеспечение и постоянное поддержание эффективности защитных барьеров и оборудования индивидуальной защиты, на обеспечение административных способов контроля облучения. Вопросы радиационной защиты рассматриваются в процессе проектирования, учитывая как конкретные детали, так и широкие аспекты компоновки станции. Для контроля и защиты персонала создаются письменные руководства, определяющие безопасную практику, физические средства зашиты и необходимые административные процедуры для каждой задачи, выполнение которой может привести к облучению персонала. Особое внимание уделяется работам с высокими дозозатратами.
Опыт эксплуатации и исследования о безопасности – все заинтересованные организации обеспечивают обмен опытом эксплуатации и результатами научных исследований, связанных с безопасностью, а также их рассмотрение, анализ и извлечение уроков с принятием соответствующих мер.
Организация, эксплуатирующая атомную станцию, поддерживает эффективную систему сбора и интерпретации информации об опыте эксплуатации, она осуществляет быстрое распространение информации, важной для безопасности, как среди собственного персонала, так и среди других заинтересованных организаций. Анализируются коренные причины аварий. Идентифицируются события, которые можно рассматривать в качестве предшественников аварий, и проводятся действия для предотвращения их повторения. Каждая эксплуатирующая организация стремится извлечь уроки из опыта других организаций. Обмен данными об эксплуатации координируется на национальной и международной основе. Основная цель такой работы заключается в том, чтобы ни одно связанное с безопасностью событие не осталось не замеченным и чтобы были внесены нужные исправления для предотвращения связанных с безопасностью аномальных событий, где бы то ни было.