- •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
1.3.1. Основные цели безопасности
Определяются три цели безопасности для атомных электростанций. Первая цель является очень общей по своему характеру. Две другие являются дополнительными целями, интерпретирующими эту общую цель. Цели безопасности не являются независимыми, их взаимодействие обеспечивает полноту охвата и расставляет акценты в вопросах обеспечения безопасности.
Общая цель ядерной безопасности – защитить отдельных лиц, общество и окружающую среду от радиологической опасности путем создания и поддержания на атомной электростанции эффективных защитных мер.
В сформулированной общей цели ядерной безопасности радиологическая опасность означает вредные последствия облучения для здоровья отдельных лиц как из числа персонала станции, так и населения, и радиоактивное загрязнение земли, воздуха, воды или пищевых продуктов. Она не включает какие-либо обычные виды опасностей, которые существуют при любой промышленной деятельности. Система защиты является эффективной если она предотвращает значительный дополнительный вклад либо в риск для здоровья, либо в риск другого ущерба, которому подвергаются отдельные лица, общество и окружающая среда вследствие уже осуществляемой промышленной деятельности.
Цель радиационной защиты – обеспечить, чтобы дозы облучения на станции при нормальной эксплуатации и в результате любого выброса радиоактивных веществ со станции находились на разумно достижимом низком уровне и ниже установленных пределов, и обеспечить уменьшение дозы облучения в результате аварий.
При нормальной эксплуатации и ожидаемых нарушениях нормальной эксплуатации соответствующая радиационная защита обеспечивается выполнением стандартов радиационной защиты. Эти стандарты радиационной защиты были разработаны в целях предотвращения вредных последствий воздействия излучения путем поддержания доз на приемлемом уровне. Такой подход применяется для контролируемых условий. На случай аварии, в результате которой источник облучения может находиться не полностью под контролем, на станции планируются меры безопасности, а вне площадки готовятся контрмеры с целью ограничения ущерба отдельным лицам, населению и окружающей среде.
Техническая цель безопасности – предотвратить с высокой достоверностью аварии на атомных станциях; обеспечить, чтобы для всех аварий, учитываемых в проекте станции, даже для тех, вероятность которых крайне мала, радиологические последствия, если они. есть, были бы малы, и обеспечить, чтобы вероятность больших радиологических последствий тяжелых аварий была чрезвычайно мала.
С точки зрения безопасности предотвращение аварий является первоочередной задачей как проекта, так и эксплуатации. Однако ни в одном виде деятельности человека нельзя гарантировать полного успеха в предотвращении аварий. Поэтому проектировщики атомных станций предполагают, что возможны отказы оборудования, систем и ошибки человека, и что они могут вести к аномальным событиям, начиная с незначительных возмущений и кончая крайне маловероятными путями развития аварии. Дополнительная защита достигается путем использования на АЭС многочисленных инженерно-технических средств безопасности. Они предназначены для прекращения развития целого ряда аварий, учитываемых в проекте, и, в случае необходимости, ослабления их последствий. Также уделяется внимание авариям более тяжелым, чем те, которые явным образом учтены в проекте (т. е. запроектным авариям). Такие аварии потенциально могут привести к большим радиологическим последствиям в случае, если не произойдет необходимого удержания высвободившихся радиоактивных веществ. В результате осуществления политики предотвращения аварий вероятность их мала. Если тем не менее такие аварии произойдут, предусмотрены меры по управлению их развитием и ослаблению их последствий.