1.3Классификация радиационных аварий по техническим последствиям

Взависимости от характера и масштабов повреждений и разрушений

аварии на радиационно – опасных объектах подразделяются на проектные,

проектные с наибольшими последствиями ( максимально проектные ) и запроектные [16-20].

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;

-горячий останов;

-полугорячий останов;

-холодный останов;

-останов для ремонта;

-останов для перегрузки;

-перегрузка топлива.

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

30

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

установленных		проектных	пределов. (Проектные	пределы – значения
параметров и характеристик состояния систем и АЭС в целом, установленные в
проекте	для нормальной эксплуатации, нарушений условий нормальной
эксплуатации и аварий).
При	всех	режимах	нарушений нормальной	эксплуатации параме

реакторной установки (РУ) типа ВВЭР-1000 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 – 1200oС,

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

-доля 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	контура не
должно превышать рабочее более чем на15 %, с учетом динамики переходных
процессов и времени срабатывания предохранительной арматуры.
6. Давление среды в помещениях гермообъема не должно	превышат

5кгс/см2 (0,49 МПа).

7.Температура среды в помещениях гермообъема не должна превышать

150oС;

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 НРБУ-97 - уровень безусловной оправданности введения контрмеры«Ограничение пребывания детей на открытом воздухе»).

Впроекте 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

31

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

вобеспечивающих системах;

-уменьшение теплоотвода от активной зоны реактора вследствие отказов

воборудовании;

-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,

характеризующихся		нарушением		пределов		и/или	условий	безоп
эксплуатации, не перешедших в аварию,					их перерастания в аварии,
предусматривается комплекс технических и организационных мер,
которые	осуществляются		на	всех	этапах		жизненного	цикла
(проектирование, строительство, изготовление						оборудования, монтаж,
эксплуатация).
Основными		мероприятиями, реализуемыми				при	проектировании,
являются:

-применение технических решений, прошедших освоение в аналогичных условиях, и учет накопленного опыта эксплуатации;

-использование принципа консерватизма при оценке принимаемых технических решений, влияющих на безопасность;

32

-широкое использование принципа резервирования элементов, оборудования, арматуры и т.д для возможности обеспечения надежной и безопасной эксплуатации при выходе из строя отдельных элементов систем;

-применение для основных технологических систем оборудования,

приборов, арматуры, материалов, изготовленных			в	соответствии		с
специальными	техническими	условиями		для	атомной,
характеризующихся высоким уровнем надежности и качеством изготовления;
- использование специальной нормативно-технической базы в процессе
проектирования и изготовления оборудования, систем и их элементов, которая
предъявляет наиболее высокие требования к			предлагаемым		техническ
решениям;
- применение систем периодического и непрерывного контроля состояния
оборудования и технологических систем и специальных систем диагностики
наиболее ответственного оборудования;

-широкое внедрение систем автоматического управления всем

технологическим	процессом	и	его	элементами	с	испол
вычислительной	техники, систем	предупредительной,		аварийной сигнализации

иконтроля;

-учет экстремальных внешних воздействий (в том числе: землетрясение до МРЗ, включительно, и внешняя ударная волна) с целью обеспечения безопасности при указанных воздействиях;

-применение необходимых технических решений для обеспечения

низкого уровня радиоактивного воздействия на окружающую среду надежности системы локализации;

-использование системы радиационного контроля технологических сред, помещений АЭС и окружающей территории для надежного контроля технологического процесса с точки зрения потенциального воздействия на окружающую среду;

-создание надежных систем электроснабжения и отвода остаточного

тепла с необходимым резервированием и повышенной надежностью резервных

источников для	исключения	развития аварийных	режимов при о
энергоснабжения и др.
Основными	мероприятиями	на стадии монтажа	и строительст
являются:

-применение качественных материалов в соответствии с требованиями Технических условий, ГОСТов, специальных требований в атомной технике;

-тщательный входной контроль с необходимым документированием;

-соблюдение всех необходимых инструкций по строительству и монтажу,

атакже контроль качества работ;

-выполнение необходимых испытаний и специальной программы пусконаладочных работ с проверкой характеристик оборудования и систем, важных для безопасности, строгим соблюдением программы пуско-наладочных работ и специальной программы ввода блока в эксплуатацию;

-организация эффективной системы документирования результатов работ и контроля.

33

Основными мероприятиями на стадии изготовления оборудования

являются:

-изготовление оборудования основных систем безопасности в соответствии со специальными условиями изготовления для атомной техники;

-выполнение необходимых проверок и контроля оборудования на заводах-изготовителях.

Основными мероприятиями на стадии эксплуатации являются:

-разработка необходимой эксплуатационной документации по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;

-поддержание в исправном состоянии систем важных для безопасности путем проведения профилактических мер и замены вышедшего из ст оборудования;

-подбор квалифицированного персонала и дальнейшее повышение его квалификации (периодические проверки знаний, противоаварийные тренировки, курсы повышения квалификации и т.д.), формирование культуры безопасности.

Основными мероприятиями, обеспечивающими безопасность АЭС в условиях проектных аварий, и не перерастание этих аварий в запроектные

являются:

-специальные системы безопасности, предназначенные для

предотвращения	или	ограничения			повреждений			ядерного,
оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества;
- специальные управляющие и обеспечивающие системы безопасности,
предназначенные для управления и контроля технологическими системами
безопасности, обеспечения		их	энергией		и	рабочей . средойПри этом
предусматриваются	аварийные		источники		электроснабжения– автономные
дизель-генераторные	установки		и	подключение			наиболее	ответственн

потребителей к источникам постоянного тока;

-применение консервативного принципа построения указанных выше систем с учетом единичного отказа и независимости различных каналов;

-применение систем сигнализации, предупредительной и аварийной

защиты (Указанные системы информируют оператора об отклонении параметров от

нормальных значений, обеспечивают аварийный останов реактора в случае недопустимых отклонений параметров);

-наличие двух независимых систем воздействия на реактивность (механическая система стержней-поглотителей СУЗ и борная , сис предназначенная для ввода жидкого поглотителя);

-внедрение различных систем автоматических блокировок, препятствующих

нежелательному развитию аварийных режимов, и введение автоматического запрета на действие оператора в начальный период протекания аварий избежание его ошибочных действий. При этом процесс преодоления аварий осуществляется автоматически;

-применение специальной системы контроля готовности систем безопасности (СБ) с выдачей обобщенного сигнала готовности каждого канала СБ на БЩУ.

34