Давиденко Безопасност при експлуатации атомных 2007

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)

БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Под редакцией Н.Н. Давиденко

Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия

для студентов высших учебных заведений

Москва 2007

ПРЕДИСЛОВИЕ

Ядерные реакторы имеют ряд особенностей, принципиально отличающих их от других источников энергии. Это, прежде всего, большая удельная энергоемкость ядерного топлива и радиоактивность продуктов деления, которые образуются в ядерном топливе в процессе работы реактора. Потенциальная возможность аварийного выделения накопившихся радионуклидов в окружающую среду определяет повышенные требования к безопасности ядерных энергетических установок. Задача обеспечения безопасности при эксплуатации атомной станции как в нормальных, так и в аварийных режимах состоит в ограничении радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду допустимыми пределами. Предполагаемый рост масштабов ядерной энергетики требует дополнительного внимания специалистов к проблеме безопасности атомных станций.

Уровень безопасности атомных станций, отвечающий современным требованиям, зависит от многих факторов. Среди этих факторов в последнее время особо выделяется необходимость обеспечения высокого уровня профессионализма специалистов, работающих в области ядерной энергетики, а также формирования у них мышления, нацеленного на безопасность.

Исходя из этого, целью настоящего учебного пособия является изложение в достаточно простой форме комплекса взаимосвязанных вопросов обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла атомных станций.

В пособии со ссылкой на основные нормативные документы и рекомендации МАГАТЭ обсуждаются основные принципы и задачи безопасности атомных станций.

Особое внимание уделяется физическим процессам в ядерных реакторах, которые определяют их безопасность. Подробно рассматриваются специфические требования по ядерной и радиацион-

3

ной безопасности, обеспечению условий баланса между энерговыделением и теплоотводом в активной зоне.

Одним из важнейших элементов обеспечения безопасности реакторных установок является оснащение их соответствующими системами безопасности, поэтому в пособии кратко описываются назначение и состав систем безопасности реакторных установок эксплуатируемых в настоящее время атомных станций. Обсуждаются направления развития систем безопасности в эволюционных и инновационных проектах ядерных энергетических установок.

4

5

РР– ручной регулятор;

СС– спринклерная система;

6

ГЛАВА 1.

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

1.1.Цели и задачи обеспечения безопасности

Основной целью обеспечения безопасности атомной станции (АС) является предотвращение неконтролируемого развития ядерных реакций и распространения радиации.

Атомная станция является безопасной, если радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду:

не превышает установленных пределов при нормальной эксплуатации и при проектных авариях;

ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях [1]*.

Безопасность АС обеспечивается на всех этапах ее жизненного цикла от проектирования до снятия с эксплуатации.

При проектировании закладываются основы безопасной эксплуатации АС. Для этого в проекте в полном объеме учитываются основные принципы безопасности, а также используются системы безопасности и такие проектные решения, при которых реакторная установка обладает свойствами самозащищенности, обусловленными физическими и техническими характеристиками ядерного реактора и систем АС.

При изготовлении оборудования и строительстве безопасность АС обеспечивается применением апробированных технологий, соблюдением проектных требований и требований специальной нор-

Применительно к этому определению безопасности АС следует заметить, что нельзя гарантировать восприятие общественным мнением в качестве приемлемого допустимого уровня выброса радиоактивных продуктов в аварийной ситуации, даже если этот выброс не привел к заметным последствиям. Это обстоятельство должно учитываться при выработке новых подходов к обеспечению безопасности

винновационных проектах ядерных реакторов (см. гл. 9).

7

мативно-технической документации и выполнением работ на высоком уровне качества.

При вводе АС в эксплуатацию задачами безопасности являются качественная наладка и функциональные испытания смонтированного оборудования и систем с целью подтверждения их соответствия требованиям проекта.

На этапе эксплуатации безопасность АС обеспечивается ведением технологических режимов в соответствии с технологическим регламентом, инструкциями по эксплуатации и другими регламентирующими документами. Важным условием безопасности эксплуатации является также наличие необходимого уровня подготовки персонала и организации работ. Этап эксплуатации является самым продолжительным в жизненном цикле атомной станции. На этом этапе задачи обеспечения безопасности зависят от конкретных эксплуатационных условий, как это показано на рис. 1.1.

Задачи обеспечения безопасности при эксплуатации

Нормальная эксплуатация – сведение к минимуму радиоактивных выбросов, присущих этому режиму, посредством обеспечения правильного функционирования систем и оборудования, предупреждения отказов и аварий.

Нарушения нормальной эксплуатации, вследствие возникновения отказов и инцидентов – предотвращение их перерастания в проектные аварии. Для этого необходимо следовать соответствующим инструкциям, контролировать важные для безопасности параметры.

При возникновении проектных аварий – предотвращение их перерастания в запроектные, что обеспечивается выполнением инструкций и процедур по управлению и ликвидации аварий, контролем правильности функционирования системы безопасности.

При возникновении запроектных аварий – сведение к минимуму воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду посредством ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения, следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авариями.

Рис. 1.1. Задачи обеспечения безопасности на этапе эксплуатации АС

8

На этапе снятия с эксплуатации задачей безопасности является обеспечение безопасности технологических операций при демонтаже оборудования, а также выполнение мероприятий по долговременному захоронению радиоактивных продуктов.

1.2.Основные критерии и принципы безопасности

Одним из основных элементов безопасности ядерной энерготехнологии является ее нормирование и государственный надзор за соблюдением этих норм.

Стратегия безопасности объектов ядерной энергетики, учитывающая накопленный мировым сообществом опыт проектирования, сооружения и эксплуатации, сформулирована Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) и Международной консультативной группой по ядерной безопасности (INSAG) в документах «Основные принципы безопасности атомных электростанций» (INSAG-3) [2] и «Культура безопасности» (INSAG-4) [3].

ВРоссийской Федерации действуют специальные правила и нормы (серия «Правила и нормы в атомной энергетике» – ПНАЭ).

Вэтих нормах, которые уточняются и дополняются на основе опыта эксплуатации и анализа аварий и инцидентов на АЭС, нашли отражение рекомендации INSAG-3 и INSAG-4 и других документов МАГАТЭ. Основными документами в этой серии являются «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ-88/97 [1] и «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» ПБЯ РУ АС-89 [4].

ВОБП-88/97 определены основные принципы обеспечения безопасности АС. Эти принципы универсальны и могут быть использованы для всех типов реакторов с учетом необходимой адаптации к проектным или эксплуатационным условиям конкретных реакторных установок.

Решение рассмотренных в разд. 1.1 задач обеспечения безопасности на разных этапах жизненного цикла АС осуществляется на основе следующих основных принципов обеспечения безопасности:

принципа защиты в глубину (глубокоэшелонированной защи-

ты);

9

реализации фундаментальных функций безопасности; принципа единичного отказа.

Рассмотрим содержание упомянутых принципов.

Принцип глубокоэшелонированной защиты. В соответствии с этим принципом для предотвращения или ограничения неблагоприятных последствий сбоев и отказов технических средств и ошибок персонала предусматривается несколько последовательных уровней защиты АС.

Важнейшим требованием принципа глубокоэшелонированной защиты является организация ряда физических барьеров, которые должны предотвратить распространение продуктов деления в окружающую среду при их потенциально возможном выходе из топливной композиции. В современных реакторах имеется следующая система последовательных барьеров безопасности, обеспечивающая надежное удержание радиоактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АС (рис. 1.2):

топливная матрица; оболочки твэлов;

границы первого контура теплоносителя (корпус реактора, трубопроводы и оборудование систем первого контура);

герметичное ограждение локализующих систем безопасности (например, защитная оболочка).

Рис. 1.2. Физические барьеры безопасности

10