- •ПРЕДИСЛОВИЕ
- •1. ОСНОВЫ БЕЗОПАСНОСТИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ
- •1.1 Понятия опасности и безопасности
- •1.2 Качественный и количественный анализ опасностей
- •1.3 Принципы, методы, средства и критерии обеспечения безопасности
- •1.4 Человеческий фактор в обеспечении безопасности
- •2 БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС. ЦЕЛИ, ЗАДАЧИ, ПРИНЦИПЫ, ЗАКОНОДАТЕЛЬНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ
- •2.1 Основные принципы обеспечения безопасности АЭС
- •2.1.1 Внутренняя самозащищенность
- •2.1.2 Принцип защиты в глубину (глубокоэшелонированная защита)
- •2.1.3 Обеспечение атомных станций системами безопасности (СБ)
- •2.1.4 Принцип единичного отказа
- •2.1.4.1 Физическое разделение
- •2.1.4.2 Разнотипность оборудования
- •2.1.5 Соблюдение требований технической, ядерной, радиационной и экологической безопасности
- •2.1.5.1 Техническая безопасность
- •2.1.5.2 Ядерная безопасность
- •2.1.5.3 Радиационная безопасность
- •2.1.5.4 Система радиационно-гигиенических регламентов
- •2.1.5.5 Экологическая безопасность
- •2.1.6 Соблюдение принципов культуры безопасности
- •2.2 Ядерное законодательство и безопасность
- •2.2.1 Комплекс нормативно-технических документов в области атомной энергетики
- •2.2.2 Международные нормы безопасности
- •3. ЯДЕРНЫЕ СОБЫТИЯ И ИХ КЛАССИФИКАЦИЯ
- •3.1 Классификация аварий на АЭС
- •3.2 Аварийные процессы в реакторе
- •3.2.1 Аварии с нарушением активной зоны
- •3.3 Процессы в первом контуре
- •3.5 Защита персонала и населения в случае аварии на АЭС
- •3.6 Оценка ядерных событий
- •4 АВАРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
- •4.1 Авария на реакторе в Уиндскейле, 1957 год
- •4.2 Авария на АЭС Three Mile Island (TMI-2), 1979 год
- •4.3 Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 год
- •4.4 Авария на АЭС «Фукусима-1», 2011 год
- •5 АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ
- •5.1 Детерминистический подход
- •5.2 Вероятностная оценка безопасности
- •5.3 Достоинства и недостатки вероятностного и детерминистического анализов
- •5.4 Подход к оценке безопасности, основанный на определении риска
- •5.5 Критерии безопасности
- •5.6 Деревья событий
- •5.7 Отказы по общей причине
- •5.7.1 Классификация отказов по общей причине и возможные их источники
- •5.7.2 Примеры отказов по общей причине
- •5.7.3 Меры по устранению отказов по общей причине
- •5.7.4 Количественная оценка отказов общего вида
- •5.8 Деревья отказов
- •5.8.1 Разработка дерева отказов
- •5.8.2 Общие принципы построения дерева отказов
- •5.8.3 Основные положения и правила построения деревьев отказов
- •5.8.4 Условные обозначения элементов в деревьях отказов
- •5.9 Риск от АЭС
- •6 БЕЗОПАСНОСТЬ ДЕЙСТВУЮЩИХ ЯЭУ
- •6.1. ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000
- •6.2 Системы безопасности. Классификация и состав
- •6.2.1 Защитные системы безопасности
- •6.2.2 Локализующие системы безопасности
- •6.2.3 Обеспечивающие системы безопасности
- •6.2.4 Управляющие системы безопасности
- •6.3 Описание систем безопасности
- •6.3.1 Система аварийного останова реактора
- •6.3.2 Система аварийного охлаждения активной зоны
- •6.3.3 Защитная оболочка
- •6.4 Аварийные режимы
- •ЛИТЕРАТУРА
РИС 3.7. ОСНОВНЫЕ ПРОЦЕССЫ В КОНТАЙНМЕНТЕ ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ С РАСПЛАВЛЕНИЕМ А.З.
Еще раз перечислим основные |
процессы |
и события, происходящие при тяжелой |
аварии с плавлением активной зоны (рис. |
3.6 и 3.7): |
|
1.Перегрев твэлов при оголении, включая |
эффекты реакций металлов с водой. |
2.Расплавление и обрушение твэлов на нижние опорные конструкции и днище корпуса реактора.
3.Выход продуктов деления из топлива и перенос в первом контуре. 4.Взаимодействие обломков активной зоны с остатками воды в корпусе реактора.
5.Взаимодействие обломков активной зоны с днищем корпуса реактора, включая его проплавление или разрушение из-за роста давления.
6.Взаимодействие обломков активной зоны с водой в шахте реактора с химических реакций.
7.Взаимодействие обломков (расплава) активной зоны и конструкционных материалов с бетоном фундамента здания.
8. Перенос продуктов деления из первого контура в ЗО.
9.Перенос массы и энергии в ЗО, связанный со всеми внешними процессами, и их влияние
на температуру и давление в, включаяЗО соответствующие |
активные и пассивные |
характеристики безопасности. |
|
10.Влияние на температуру и давление в ЗО процессов горения Н2 |
и СО. |
11.Утечка в окружающую среду через неплотности при байпасировании или пос разрушения ЗО.
3.5 Защита персонала и населения в случае аварии на АЭС
Для ограничения и ослабления неблагоприятных последствий ,аварийсведения к минимуму, как доз облучения, так и количества людей, подвергающихся облучению, противоаварийные мероприятия заранее планируются, как на промышленной площадке АЭС,
44
так и за ее пределами(превентивная готовность). Планирование доз облучения и количества людей осуществляется в соответствии с«Планом защиты персонала в случае радиационной аварии на АЭС».
В условиях радиационной аварии все работы выполняются аварийным персоналом, в состав которого входят:
-персонал аварийного объекта(оперативный), а также члены специальных, заранее подготовленных аварийных бригад - основной персонал;
-лица, привлекаемые к аварийным работампривлекаемый персонал, который также должен быть предварительно обучен и информирован о радиационной обстановке в местах выполнения работ.
На стадии проектирования АЭС определяется набор проектных , авключаяарий максимальную проектную аварию, которая устанавливается для каждого типа реактора. При этом в проекте предусматриваются технические меры, обеспечивающие безопасность АЭС в случае возникновения таких аварий. В частности, еще до завоза ядерного топлива на АЭС
должен быть разработан и готов |
к осуществлению план |
защиты |
персонала в |
|||
радиационной аварии. |
|
|
|
|
|
|
Критериями |
возникновения аварийной |
ситуации |
могут быть внезапное увеличен |
|||
(изменение) до значений аварийных уставок и/или срабатывания аварийной сигнализации по: |
||||||
- эксплуатационно-технологическим |
параметрам |
реакторной |
установки; |
|
||
- мощности |
экспозиционной |
дозы |
γ-излучения, активности |
йода, |
инертных |
радиоактивных газов, аэрозолей в производственных помещениях и вентиляционных системах;
-уровню выброса инертных радиоактивных газов, изотопов йода, аэрозолей в атмосферу;
-активности продуктов деления в теплоносителе первого контура;
-появлению внешних признаков аварии (взрыв, шум, пар, течи и т. п.)
Радиологическая защита населения в условиях радиационной |
аварии базируется н |
системе противорадиационных мер(контрмер), почти всегда являющихся в |
нормальную |
жизнедеятельность людей, а также в сферу нормального социально-бытового, хозяйственного и культурного функционирования территорий.
Вмешательство — такой вид человеческой деятельности, который всегда направлен на снижение и предотвращение неуправляемого и непредвиденного облучения или вероятности облучения в ситуациях: аварийного облучения (острого, кратковременного или хронического); хронического облучения от техногенно-усиленных источников природного происхождения; временного облучения, признанного регулирующим органом таким, который требует вмешательства.
В зависимости от масштабов и фаз радиационной , авариитакже от уровней прогнозируемых аварийных доз облучения населения могут быть предприняты следующие контрмеры (табл. 3.2): постоянное переселение, ограничение режима поведения и питания, укрытие, эвакуация, герметизация помещений, отключение внешней вентиляции, проведение йодной профилактики, дезактивация, сельскохозяйственные и гидротехнические контрмеры. Радиационный контроль объектов окружающей среды, продуктов питания и питьевой воды проводится на всех фазах аварии, но объем и структура этого контроля могут быть разными.
Основой для принятия решений о целесообразности проведения той или иной контрмеры по защите населения в случае радиационной аварии является оценка и сравнение ущерб, наносимого вмешательством, обусловленным данной контрмерой, с пользой для здоровья, за счет уменьшения дозы, вызванного этим вмешательством.
Числовые значения уровней вмешательства на ранней фазе аварии регламентируются Законом Украины «Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань» и НРБУ-97. Нижние границы уровней оправданности введения неотложных контрмер по защите населения приведены в табл. 3.3.
45
Таблица 3.2 — Потенциальные пути облучения, фазы аварии и контрмеры, для которых могут быть установлены уровни вмешательства
Потенциальные пути |
Фаза |
Контрмеры |
|
|
облучения |
аварии |
|
|
|
|
|
1 |
Внешнее облучение |
Ранняя |
Укрытие |
|
от радиоактивного |
|
Эвакуация |
|
облака аварийного |
|
Ограничение режима поведения |
|
источника |
|
|
|
(установки) |
|
|
|
|
|
|
2 |
Внешнее облучение |
Ранняя |
Укрытие |
|
от шлейфа |
|
Эвакуация |
|
выпадений из |
|
Ограничение режима поведения |
|
радиоактивного |
|
|
|
облака |
|
|
|
|
|
|
3 |
Вдыхание |
Ранняя |
Укрытие, герметизация помещений, отключение |
|
радионуклидов, |
|
приточной вентиляции |
|
содержащихся в |
|
|
|
шлейфе |
|
|
|
|
|
|
4 |
Поступление |
Ранняя |
Укрытие |
|
радиоизотопов йода |
|
Ограничение режима поведения и питания |
|
ингаляционно, с |
|
Профилактика поступлений радиоизотопов йода с |
|
продуктами питания |
|
помощью препаратов стабильного йода |
|
и питьевой водой |
|
|
|
|
|
|
5 |
Поверхностное |
Ранняя |
Эвакуация |
|
загрязнение |
Средняя |
Укрытие |
|
радионуклидами |
|
Ограничение режимов поведения и питания |
|
кожи, одежды, |
|
Дезактивация |
|
других |
|
|
|
поверхностей |
|
|
|
|
|
|
6 |
Внешнее облучение |
Средняя |
Эвакуация |
|
от выпадений |
Поздняя |
Временное отселение |
|
радионуклидов на |
|
Переселение |
|
почву и другие |
|
Ограничение режимов поведения и питания |
|
поверхности |
|
Дезактивация территорий, зданий и сооружений |
|
|
|
|
7 |
Ингаляционное |
Средняя |
Временное отселение |
|
поступление |
Поздняя |
Переселение |
|
радионуклидов за |
|
Дезактивация территорий, зданий и сооружений |
|
счет их вторичного |
|
|
|
ветрового подъема |
|
|
|
|
|
|
8 |
Употребление |
Поздняя |
Сельскохозяйственные и гидротехнические |
|
радиоактивно |
|
контрмеры |
|
загрязненных |
|
|
|
продуктов питания |
|
|
|
и воды |
|
|
|
|
|
|
46
Таблица 3.3 — Нижние границы оправданности и уровни безусловной оправданности для неотложных контрмер
|
Предотвращаемая доза за первые 2 недели после аварии |
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Нижние границы оправданности |
Уровни безусловной оправданности |
||||||
Контрмера |
|
|
|
|
|
|
|
|
мЗв |
мГр |
|
мЗв |
|
мГр |
|||
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
На все |
На |
На |
На все |
На |
|
На |
|
|
щитовидную |
щитовидную |
|
|||||
|
тело |
кожу |
тело |
|
кожу |
|||
|
железу |
железу |
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Укрытие |
5 |
50 |
100 |
50 |
300 |
|
500 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Эвакуация |
50 |
300 |
500 |
500 |
1000 |
|
3000 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Йодная |
|
|
|
|
|
|
|
|
профилактика: |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
дети |
— |
50[1] |
— |
— |
200[1] |
|
— |
|
|
|
|||||||
взрослые |
— |
200 [1] |
— |
–— |
500[1] |
|
— |
|
Ограничение |
|
|
|
|
|
|
|
|
пребывания |
на |
|
|
|
|
|
|
|
открытом воздухе: |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
дети |
1 |
20 |
50 |
10 |
100 |
|
300 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
взрослые |
2 |
100 |
200 |
20 |
300 |
|
1000 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Все решения о целесообразности или нецелесообразности проведения той или ино контрмеры основываются на сравнении величин дозы, предотвращаемой данной контрмерой, с
соответствующим значением границы оправданности. |
|
|
|
|
||||
Вмешательства |
квалифицируются |
как |
безусловно |
оправданные, если |
значения |
|||
предотвращаемой при этом дозы столь велики, что польза для здоровья |
от |
подобных |
||||||
вмешательств |
заведомо |
превосходит |
тот |
суммарный , |
которымущерб |
эта |
акция |
сопровождается.
Безусловно оправданными экстренными вмешательствами следует считать такие, при реализации которых предотвращается доза, приводящая к угрозе возникновения острых клинических проявлений лучевого поражения: лучевая болезнь, лучевые ожоги кожи и др.
После объявления на объекте радиационной аварии того или иного типа вступают в силу аварийные планы объекта, местных и региональных территориальных подсистем Единой государственной системы предотвращения и реагирования на чрезвычайные ситуации, а также ведомственные аварийные планы.
3.6 Оценка ядерных событий
Анализ инцидентов и аварий при эксплуатации АЭС, выявление их причин и оценка их влияния на безопасность представляет большой интерес не только для специалистов, но и для широкой общественности. Для оценки ядерных инцидентов и событий на АЭС1990с года
[1] Ожидаемая доза при внутреннем облучении радиоизотопами йода, поступающими в организм в течение первых двух недель после начала аварии.
47
используется Международная шкала ядерных событий (INES). Международная шкала ядерных событий является средством для эффективного информирования общественности о значимости (с точки зрения безопасности) событий, происходящих на ядерных установках и объектах.
Реально характеризуя события, шкала облегчает взаимопонимание между ядерны сообществом (специалистами атомной промышленности), средствами массовой информации и
общественностью. |
|
|
|
|
|
|
Она |
разработана |
международной |
группой |
экспертов |
совместно |
Международ |
агентством по атомной энергии(МАГАТЭ) и Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития. В своей работе группа руководствовалась решениями ряда международных совещаний, на которых обсуждались общие принципы, лежащие в основе такой шкалы.
В соответствии со шкалой события классифицируются по семи уровням. Нижние уровни (1—3) называются «инцидентами» (происшествиями), а верхние (4—7) — «авариями». События, несущественные с точки зрения безопасности, классифицируются уровнем «О» (ниже шкалы) и называются «отклонениями». События, не связанные с безопасностью, определяются как выходящие за рамки шкалы.
Например, аварии на Чернобыльской АЭС и на АЭС«Фукусима-1» по международной шкале были отнесены к7-у уровню, в то время как авария на американской атомной станции «Три Майл Айланд» была отнесена к 5-у уровню.
Структура шкалы в общем виде с ключевыми словами, носящими общий характер, представлена в табл. 3.4:
Таблица 3.4 — Международная шкала ядерных событий (INES)
УРОВЕНЬ |
|
|
КРИТЕРИИ ОЦЕНКИ БЕЗОПАСНОСТИ |
|
|
|||
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Последствия |
|
Последствия |
|
|
Деградация защиты |
|
СОБЫТИЯ |
|
|
|
|
|
|||
|
|
площадки АЭС |
|
площадке АЭС |
|
глубину |
||
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
7 |
|
|
Сильный |
: |
|
|
|
|
Тяжелая |
|
|
тяжелые последствия для |
|
|
|
|
|
авария |
|
|
здоровья населения и для |
|
|
|
|
|
|
|
|
окружающей среды |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
6 |
|
|
Значительный |
выбр: |
|
|
|
|
Серьезная |
|
|
требуется |
|
|
|
|
|
авария |
|
|
полномасштабное |
|
|
|
|
|
|
|
|
применение |
плановых |
|
|
|
|
|
|
|
мероприятий |
|
по |
|
|
|
|
|
|
восстановлению |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
5 |
|
|
Ограниченный |
выбро: |
Тяжелое |
|
поврежде |
|
Авария |
с |
|
требуется |
частичноеактивной |
|
зоны |
и |
|
риском |
|
дляприменение |
плановыхфизических барьеров |
|
||||
окружающей |
|
|
мероприятий |
|
по |
|
|
|
среды |
|
|
восстановлению |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
4 |
|
|
Минимальный |
выбро; |
Серьезное |
|
поврежден |
|
Авария |
|
безоблучение населения в активной |
|
зоны |
и |
|||
значительного |
|
пределах допустимого |
физических |
|
барьеров; |
|||
риска |
|
|
для |
|
облучение |
персонала |
с |
|
окружающей |
|
|
|
|
летальным исходом |
|
||
среды |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
48
УРОВЕНЬ |
|
КРИТЕРИИ ОЦЕНКИ БЕЗОПАСНОСТИ |
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
СОБЫТИЯ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Последствия |
|
Последствия |
|
|
Последствия |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
площадки АЭС |
|
площадки АЭС |
|
площадки АЭС |
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
3 |
|
Пренебрежительно |
|
Серьезное |
|
|
Практически |
авария: все |
|
|
Серьезный |
|
малый |
: |
выбросраспространение |
|
уровни |
и |
|
барьер |
|
инцидент |
|
облучение |
населениярадиоактивности; |
|
безопасности |
|
|
|
||
|
|
ниже |
допустимогооблучение |
персонала |
|
отсутствуют |
|
|
|
|
|
|
предела |
|
серьезными |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
последствиями |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
2 |
|
|
|
Значительное |
|
|
Инцидент с |
серьезным |
|
|
Инцидент |
|
|
|
распространение |
|
отказами |
в |
средствах |
||
|
|
|
|
радиоактивности; |
|
обеспечения |
|
|
|
|
|
|
|
|
облучение |
персонала |
забезопасности |
|
|
|
|
|
|
|
|
пределами допустимого |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
1 |
|
|
|
|
|
|
Аномальная ситуация, |
|||
Аномальная |
|
|
|
|
|
|
выходящая |
за |
пределы |
|
ситуация |
|
|
|
|
|
|
допустимого |
|
|
пр |
|
|
|
|
|
|
|
эксплуатации |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
0 |
|
ОТСУТСТВУЕТ ЗНАЧИМОСТЬ С ТОЧКИ ЗРЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ |
|
|
|
|||||
Событие |
|
с |
|
|
|
|
|
|
|
|
отклонением |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ниже шкалы |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Событие |
вн |
НЕТ СВЯЗИ СО ШКАЛОЙ СОБЫТИЙ |
|
|
|
|
|
|
||
шкалы |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Каждый критерий оценки событий подробно описан в«Руководстве пользователя INES». События рассматриваются с точки зрения трех аспектов или критериев безопасн, представленных в каждом столбце:
-воздействие за пределами площадки;
-воздействие на площадке;
-ухудшение глубоко эшелонированной защиты.
ВУкраине по этой шкале классифицируются все аварии и нарушения в работе , АЭС подлежащие учету в эксплуатирующей организации и в ИЯР Украины. Эксплуатирующая организация и ИЯР Украины оперативно передают информацию об инцидентах на АЭС органы власти и средства массовой информации. АЭС информируют население через местные средства информации и через свои информационные центры по работе с общественностью и населением.
Вопросы для самоконтроля
1.Что такое «вмешательство».
2.Что является основой принятия решений о целесообразности проведения контрмер по защите населения в случае радиационной аварии.
3.Назовите нижние границы уровней оправданности введения неотложных контрмер.
4.Критерии возникновения аварийной ситуации.
5.Какие контрмеры по защите населения могут быть предприняты в случае радиационной аварии.
6.На чем основываются решения о целесообразности или нецелесообразности проведения той или иной контрмеры.
7.Что такое «безусловно оправданное вмешательство».
49
8.Международная шкала ядерных событий и ее уровни.
9.Что такое промышленная и коммунальная авария.
10.Как подразделяются коммунальные радиационные аварии по масштабу.
11.Основные временные фазы радиационной аварии.
12.Проектная и запроектная авария. Определения, особенности.
13.Что такое аварийный переходной процесс. В результате чего он возникает.
14.Перечислите типичные исходные события аварийных процессов для реакторов типа ВВЭР.
15.Опишите схему развития аварии с потерей теплоносителя.
16.Опишите схему развития аварии с потерей электроснабжения.
17. Опишите схему развития аварии при переходных процессах с несрабатыван аварийной защиты.
18.Опишите сценарий реактивностной аварии с разрушением а.з.
19.Выход продуктов деления из топлива.
20.Поведение продуктов деления в первом контуре.
21.Назовите процессы в ЗО при тяжелых авариях с расплавлением а.з.
22.Назовите основные процессы в корпусе реактора при тяжелых авариях с расплавлением а.з.
50