БЕЗОПАСНОСТЬ И ЭКОЛОГИЧНОСТЬ В СПЕЦИАЛЬНЫХ УСЛОВИЯХ

(на примере атомных станций)

[1], с. 212…287, 414…521, 595-606; [8], с. 179…241; [17], с. 347…401;

[19], с. 115…212

• Положения... Принципы... Безопасность... Уровни... В Российской Федерации, как и во многих странах мира, сооружаются и работают атомные электростанции, предназначенные для производства электроэнергии и тепла. По назначению и технологическому принципу действия атомные электростанции практически не отличаются от традиционных тепловых электростанций (ТЭС). Как и ТЭС или другие промышленные предприятия, атомные электростанции неизбежно оказывают определенное влияние на окружающую их природную среду за счет: а) технологических сбросов тепла (тепловое загрязнение); б) общепромышленных отходов; в) выбросов, образующихся при эксплуатации газообразных и жидких радиоактивных продуктов, которые хотя и незначительны и строго нормированы, но имеют место. Главная особенность технологического процесса на АС с использованием ядерного топлива заключается в образовании значительных количеств радиоактивных продуктов деления, находящихся, в основном, в тепловыделяющих элементах активной зоны реактора. Для надежного удержания (локализации) радиоактивных продуктов в ядерном топливе и в границах сооружений атомной станции, в проектах АС предусматривается ряд последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в окружающую среду. В связи с этим атомные станции технически более сложны по сравнению с традиционными тепловыми и гидравлическими электростанциями. Как показывает практика, на АС возможны нарушения режимов нормальной эксплуатации и возникновение аварийных ситуаций с выходом радиоактивных веществ за пределы АС. Это представляет потенциальный риск для персонала АС, населения и окружающей среды и требует принятия технических и организационных мер, сни­жающих вероятность возникновения таких ситуаций до приемлемого минимума. С публикацией документа МАГАТЭ INSAG-4 "Культура безопасности" изменился взгляд на пути обеспечения безопасности. В частности, в данном документе подчеркивается необходимость формирования у эксплуатационного персонала не механического, а осознанного, нацеленного на безопасность мышления и следования требованиям нормативной документации. Одной нормативной документации недостаточно для полного восприятия всех аспектов безопасности. При эксплуатации АС не исключается вероятность возникновения инцидентов и аварий, включая тяжелые аварии, связанные с повреждением тепловыделяющих элементов и выходом из них радиоактивных веществ. Тяжелые аварии происходят очень редко, но масштабы их последствий при этом очень велики. Ниже изложены основные принципы и задачи, связанные с обеспечением безопасности на всех этапах жизненного цикла АС. Как известно, любые виды промышленной деятельности характеризуются наличием риска возникновения аварий с различными последствиями. Для каждого вида деятельности риск специфичен, так же как и меры по его уменьшению. Так, в химической промышленности это риск утечки токсичных веществ в окружающую среду, риск пожаров и взрывов на химических заводах. Ядерная промышленность не является исключением. Особенностью объектов атомной энергетики является образование и накопление значительных количеств радиоактивных веществ в процессе эксплуатации. Большую их часть составляют продукты деления урана с суммарной активностью порядка 10²⁰Беккерелей (Бк). Именно по этой причине с АС связан специфический риск – потенциальная радиологическая опасность для населения и окружающей среды в случае выхода радиоактивных продуктов за пределы АС. Многолетний опыт эксплуатации АС показывает, что при работе в нормальных режимах они оказывают незначительное влияние на окружающую среду (радиационное воздействие от них составляет величины, не превышающие 0,1-0,01 от фоновых значений природной радиации). В отличие от электростанций, работающих на органическом топливе, АС не потребляют кислород, не выбрасывают в атмосферу золу, углекислый и сернистый газы и окись азота. Радиоактивные выбросы атомной станции в атмосферу создают в десятки раз меньшую дозу облучения на местности, чем тепловая станция той же мощности. Например, тепловая станция мощностью 1000 МВт выбрасывает около 9000 тонн золы в год, содержащей около 1,8×10⁵-3,7×10⁶ Бк/т естественных радиоактивных нуклидов. Основной целью обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла АС является принятие эффективных мер, направленных на предотвращение тяжелых аварий, защиту персонала и населения за счет предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при любых обстоятельствах. При этом АС является безопасной, если: 1)радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при проектных авариях не приводит к превышению установленных величин; 2) радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях. Жизненный цикл АС, начиная с этапа проектирования и заканчивая этапом снятия с эксплуатации, пронизан деятельностью, направленной на обеспечение безопасности, причем для каждого этапа характерен свой набор задач. Основы безопасной эксплуатации АС, как любого промышленного объекта, закладываются на этапе проектирования, поэтому главные задачи этого этапа –наиболее полный учет в проекте требований и принципов безопасности, использование систем безопасности и таких проектных решений, при которых реакторная установка обладает свойствами самозащищенности. На этапахизготовления оборудования и строительства АС задачами безопасности являются применение апробированных технологий, соблюдение проектных требований и требований специальной нормативно-технической документации и выполнение работ на высоком уровне качества. На этапе ввода в эксплуатацию задачами обеспечения безопасности являются всеобъемлющие и качественные наладка и функциональные испытания смонтированного оборудования и систем с целью подтверждения их соответствия требованиям проекта. На этапе эксплуатации главной задачей обеспечения безопасности является ведение технологических режимов в соответствии с технологическим регламентом, инструкциями по эксплуатации и другими регламентирующими документами при наличии необходимого уровня подготовки персонала и организации работ. Конкретные задачи зависят от режимов эксплуатации. Задача нормальной эксплуатации – сведение к минимуму радиоактивных выбросов, присущих режиму нормальной эксплуатации, за счет: а) обеспечения правильного функционирования систем и оборудования; б) предупреждения отказов и аварии. При возникновении отказов и инцидентов – предотвращение их перерастания в проектные аварии за счет: а)следования соответствующим инструкциям; б) контроля за важными для безопасности параметрами. При возникновении проектных аварий – предотвращение их перерастания в запроектные за счет: а) следования инструкциям и процедурам по управлению и ликвидации аварий; б) контроля правильности функционирования систем безопасности. При возникновении запроектных аварий – сведение к минимуму воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду за счет: а) ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения; б) следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авариями. На этапе снятия с эксплуатации задачей безопасности является выполнение мероприятий по долговременному захоронению радиоактивных продуктов и надзору за безопасностью при выполнении демонтажа оборудования. Среди основных принципов безопасности АС особое место занимает принцип защиты в глубину (глубоко эшелонированной защиты). Принцип глубоко эшелонированной защиты предполагает создание ряда последовательных уровней защиты от вероятных отказов технических средств и ошибок персонала, включая: 1)установление последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду; 2) обеспечение технических и административных мероприятий по сохранению целостности и эффективности этих барьеров; 3)предусмотрение мероприятий по защите населения и окружающей среды в случае разрушения барьеров. Принцип глубоко эшелонированной защиты обеспечивает ограничение в рамках каждого уровня (эшелона) последствий вероятных отказов технических средств и ошибок персонала и гарантирует, что единичный отказ технических средств или ошибка персонала не приведут к опасным последствиям. В случае множественных ошибок персонала и (или) отказов технических средств, применение этого принципа снижает вероятность отрицательного воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду. В основе принципа лежит установление ряда последовательных физических барьеров, обеспечивающих надежное удержание радиоактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АС. Система барьеров включает в себя: топливную матрицу, оболочки тепловыделяющих элементов, границы контура теплоносителя, герметичное ограждение локализующих систем безопасности (например, защитную оболочку). Каждый физический барьер проектируется и изготавливается с учетом специальных норм и правил для обеспечения его повышенной надежности. Количество барьеров между радиоактивными продуктами и окружающей средой, а также их характеристики определяются в проектах АС. В процессе эксплуатации состояние физических барьеров контролируется прямыми методами (например, визуальный контроль тепловыделяющих сборок перед их загрузкой в активную зону) или косвенными методами (например, измерение активности теплоносителя и воздушной среды в объеме защитной оболочки). При обнаружении неэффективности или повреждения любого физического барьера АС останавливается для устранения причин и восстановления его работоспособности. Принцип глубоко эшелонированной защиты распространяется не только на элементы, оборудование и инженерно-технические системы, влияющие на безопасность АС, но также на деятельность человека (например, на организацию эксплуатации, административный контроль, подготовку и аттестацию персонала). Первым уровнем защиты являются качественно выполненный проект АС, в котором все проектные решения обоснованы и обладают определенной степенью консерватизма с точки зрения безопасности, качество подготовки и квалификации эксплуатационного персонала. При ведении технологического процесса первый уровень защиты физических барьеров обеспечивается за счет поддержания рабочих параметров АС в заданных проектных пределах, при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения. На эффективность первого уровня защиты существенное влияние оказывает развитость свойств внутренней самозащищенности реакторной установки, то есть свойств, определяющих устойчивость к опасным отклонениям параметров технологического процесса и способность к восстановлению параметров в пределах допустимых значений. Вторым уровнем защиты АС является обеспечение готовности оборудования и систем, важных для безопасности станции, путем выявления и устранения отказов. Важное значение на данном уровне защиты имеет правильное управление АС при возникновении отклонений от режимов нормальной эксплуатации и принятие персоналом своевременных мер по их устранению. Технически второй уровень обеспечивается надежным резервированием оборудования и систем и наличием в проекте диагностических систем для контроля состояния элементов и оборудования. Третий уровень защиты АС обеспечивается инженерными системами безопасности, предусматриваемыми в проекте станции. Он направлен на предотвращение перерастания отклонений от режимов нормальной работы в проектные аварии, а проектных аварий – в тяжелые запроектные аварии. Основными задачами на этом уровне защиты являются: аварийный останов реактора, обеспечение отвода тепла от активной зоны реактора с помощью специальных систем, а также локализация радиоактивных веществ в заданных проектом границах помещений или сооружений АС. Четвертым уровнем глубоко эшелонированной защиты АС является управление авариями. Этот уровень защиты станции обеспечивается заранее запланированными и отработанными мероприятиями по управлению ходом развития запроектных аварий. Эти мероприятия включают в себя поддержание работоспособного состояния систем локализации радиоактивных веществ (в частности, защитной оболочки). В процессе управления запроектной аварией эксплуатационный персонал использует любые имеющиеся в исправном состоянии системы и технические средства, включая проектные системы безопасности и дополнительные технические средства и системы, специально предназначенные для целей управления тяжелыми авариями. Последним, пятым уровнем защиты являются противоаварийные меры вне площадок АС. Основная задача этого уровня состоит в ослаблении последствий аварий с точки зрения уменьшения радиологического воздействия на население и окружающую среду. Этот уровень защиты обеспечивается за счет противоаварийных действий на площадке АС и реализации планов противоаварийных мероприятий на местности вокруг АС. Таким образом, реализация принципа глубоко эшелонированной защиты позволяет достигать главной цели безопасности при эксплуатации - предотвращения отказов и аварий, а в случае их возникновения предусматривает средства по их преодолению и ограничению последствий аварий. Анализ причин крупных аварий показал, что путь их протекания и их последствия находились в прямой зависимости от правильности применения мероприятий, предусмотренных принципом глубоко эшелонированной защиты. Для того чтобы этот принцип был реализован и действовал в полной мере, необходимо обеспечить эффективность всех пяти уровней защиты в глубину. Для достижения основной цели безопасности – предотвращения выхода радиоактивных продуктов за пределы физических барьеров – выполняются три следующие фундаментальные функции безопасности: 1) контроль и управление реактивностью; 2) обеспечение охлаждения активной зоны реактора; 3) локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов. Эти функции безопасности в соответствии с принципом защиты в глубину реализуются в проектах АС. Основной задачей эксплуатации является выполнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно, то есть во всех режимах, включая режимы останова энергоблока для перегрузки топлива.

• Контроль... Управление... Охлаждение... Локализация... Цепная реакция деления ядерного материала, происходящая в активной зоне реактора, должна носить управляемый характер, т.е. эффективный коэффициент размножения нейтронов К_эфф, характеризующийся отношением количества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных, должен поддерживаться в районе значения К_зфф= 1. Таким образом, при К_эфф>1, ρ>0 и нейтронная мощность реактора растет; при К_эфф=1, ρ=0 и нейтронная мощность реактора остается постоянной; при К_эфф<1, ρ<0 и нейтронная мощность реактора уменьшается, так как реактивность и эффективный коэффициент размножения подчиняются следующей зависимости: ρ=К_эфф-1/К_эфф. Управление реактивностью подразумевает управление количеством нейтронов в активной зоне реактора, т.е. цепной реакцией деления. Управление цепной реакцией деления обеспечивается с помощью системы управления и защиты (СУЗ) реакторной установки, имеющей поглощающие стержни, управляющие и стержни аварийной защиты. Кроме того, на реакторах типа ВВЭР для этой цели используется система борного регулирования, позволяющая изменять концентрацию раствора борной кислоты в теплоносителе первого контура. Основной задачей управления цепной реакцией в активной зоне реактора является обеспечение требований ядерной безопасности во всех режимах работы и во время останова. Основная задача функции охлаждения – предотвращение разрушения твэлов вследствие их перегрева. Поэтому во всех режимах работы надо поддерживать соответствие количества тепла, выделяемого в активной зоне и отводимого от нее системами теплоотвода. Для этого во всех режимах эксплуатации предусмотрены системы и оборудование, отводящие тепло от активной зоны реактора. Тепло снимается теплоносителем первого контура и отводится к конечному поглотителю с помощью градирен, бассейнов-охладителей, брызгальных бассейнов и других сооружений, отводящих тепло в атмосферу. Например, отвод тепла от активной зоны при нормальной эксплуатации энергоблоков с ВВЭР осуществляется по следующей схеме: активная зона – теплоноситель первого контура – парогенератор – теплоноситель второго контура – конечный поглотитель – атмосфера. Конечному поглотителю передается тепло, которое не преобразовано в электроэнергию или не использовано в других полезных целях (например, на отопление), в количестве, зависящем от коэффициента полезного действия АС. Для аварийных режимов предусмотрены специальные системы безопасности, обеспечивающие отвод тепла от активной зоны реактора. В случае возникновения аномальной ситуации аварийная защита реактора останавливает реактор и количество тепла, генерируемого в активной зоне, снижается до уровня остаточных тепловыделений. Тепловыделяющие элементы продолжают выделять тепло и после прекращения цепной реакции, т.е. выделяемое ими тепло не снизится до нулевого значения. Поэтому при замене отработавшего топлива его помещают в бассейн выдержки, где топливо продолжает охлаждаться. Выделяемое после останова реактора остаточное тепло отводится по той же схеме, что и при его работе, через парогенераторы и теплоноситель второго контура к конечному поглотителю. При отсутствии возможности отвода тепла через парогенераторы оно отводится с помощью системы аварийного охлаждения зоны. Функция локализации и надежного удержания радиоактивных продуктов для безопасности направлена на предотвращение выхода радиоактивных продуктов за пределы атомной станции. Для надежного удержания радиоактивных продуктов в активной зоне реактора большое внимание уделяется качеству изготовления оболочек твэлов (второй барьер). Но, несмотря на это, из-за большого количества твэлов в активной зоне (например, на энергоблоке ВВЭР-1000 их более 50000 штук) некоторые из них могут оказаться разгерметизированными даже в процессе нормальной эксплуатации АС. В случае аварии или при недостаточном охлаждении твэлы могут разрушиться от перегрева и радиоактивные продукты попадут в пределы границ третьего физического барьера – первого контура. При нарушении целостности первого контура попаданию радиоактивных продуктов в окружающую среду препятствует защитная оболочка или специальные герметичные и прочные помещения, в которых поддерживается разрежение за счет работы систем вентиляции.

• Безопасность... Принципы... Методы... Среди основных принципов безопасности важнейшим является принцип единичного отказа. В соответствии с принципом, система должна выполнять свои функции при любом исходном событии, требующем ее срабатывания, и при независимом от исходного события отказе любого элемента этой системы. Согласно требованиям общих правил безопасности (ОПБ-88), под единичным отказом подразумевается отказ одного из активных или пассивных элементов, имеющих механические движущиесчасти, или одна независимая ошибка персонала. Для механических систем пассивным элементом считается тот, который не имеет движущихся частей, и для работы которого не требуется работа других систем или компонентов. Пассивный элемент включается в работу непосредственно от воздействия исходного события. Активным считается элемент, для работы которого требуется выполнить некоторые активные действия, например, включить электродвигатель, подать сжатый воздух или другие действия. В электрических системах все элементы считаются активными. Практическое применение принципа единичного отказа обеспечивает: а) работу систем безопасности и систем важных для безопасности, в случае возникновения единичного отказа оборудования или ошибки персонала; б) уменьшение риска отказа оборудования по общей причине. На практике принцип единичного отказ реализуется путем резервирования. Для уменьшения вероятности отказов резервированных систем или их каналов по общей причине дополнительно применяется: а)физическое разделение; б) разнотипность применяемых систем и оборудования. Резервирование предполагает применение двух или более аналогичных систем или независимых каналов одной системы, идентичных по своей структуре. При полной независимости этих систем или каналов их общая надежность пропорциональна их количеству. Физическое разделение обеспечивает устойчивость резервированных систем или их каналов к одновременному отказу по общей причине. Разнотипность оборудования подразумевает применение разных по принципу действия систем, выполняющих одни и те же функции. Например, насос питательной воды парогенератора может иметь электро- и турбопривод. Методы проектирования. При проектировании используются: 1)консерватизм при принятии проектных решений, важных с точки зрения безопасности; 2)применение проверенных и апробированных технологий; 3) применение вероятностных и аналитических методов обоснования безопасности. Консервативный подход при проектировании АС заключается в перестраховке в пользу безопасности, а именно, в применении консервативных правил и критериев, дающих запасы в пользу надежности и безопасности. Практика проектирования требует наличия баланса между технологическими новшествами и устоявшейся технологией. Тем не менее, надо всегда оценивать необходимость и положительные аспекты тех новшеств, которые выходят за рамки устоявшейся практики. Эти новшества достигают уровня устоявшейся и подтвержденной практики и закладываются в проект только после прохождения соответствующего этапа тщательных исследований и испытаний прототипов на уровне элементов, систем или энергоблока в целом. Улучшения и совершенствования в проектные решения вносятся с осторожностью, чтобы в стремлении к лучшему не потерять уже достигнутые и хорошо зарекомендовавшие себя в эксплуатации положительные качества. При этом необходимо оценить: а) степень риска от применения нового оборудования и технологий; б) совместимость старого и вновь устанавливаемого оборудования; в) сложность эксплуатации этого оборудования, условия его технического обслуживания и ремонта. Физические и математические модели, расчетные программы, применяемые при проектировании, проходят экспериментальную проверку и аттестацию в органах надзора за безопасностью АС. Моделирование проводится в условиях максимально приближенных к реальным условиям эксплуатации. При отсутствии возможности точного моделирования используются консервативные модели, позволяющие учесть маловероятные и наихудшие последствия. В состав проектной документации входят тома технического обоснования безопасности реакторной установки (ТОБ РУ) и станции в целом (ТОБ АС), включающие в себя анализ безопасности на основании перечней исходных событий, принятых для каждого типа реакторной установки. Перечень исходных событий, учтенных в проекте, составляется с использованием детерминистического и вероятностного методов анализа и дополняется на основе опыта эксплуатации АС. При использовании детерминистического метода учитываемые в проекте события выбираются таким образом, чтобы охватить диапазон наиболее вероятных исходных событий аварий, приводящих к нарушению безопасности. Этот метод используется для подтверждения того, что поведение энергоблока и систем безопасности в процессе аварии удовлетворяет соответствующим проектным требованиям безопасности. Детерминистический метод основывается на инженерном анализе хода развития аварий и их потенциальных последствий. Вероятностный метод анализа используется для определения вероятности какой-либо конкретной аварийной цепочки событий и её последствий. Этот метод позволяет оценить эффективность мероприятий по ликвидации аварии и ограничению ее последствии. Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) позволяет выявить в проекте слабые места с точки зрения безопасности и устранить их. Вероятностный анализ применяется также как средство для подбора событий, требующих проведение детерминистического анализа. Одной из основных задач обеспечения безопасности при проектировании являются технические меры, направленные на предотвращение или ограничение последствий аварий, которые могут привести к серьезному повреждению тепловыделяющих элементов активной зоны реактора. Для этих целей используются инженерно-технические системы безопасности (СБ), включающиеся в работу при нарушении нормальной эксплуатации АС. Системы безопасности предназначаются, в первую очередь, для обеспечения фундаментальных функций безопасности в аварийных ситуациях, а именно для: а) аварийного останова реактора и поддержания его в подкритичном состоянии (система управления и защиты – СУЗ); б) аварийного отвода тепла от активной зоны реактора (система аварийного охлаждения активной зоны – САОЗ); в) удержания радиоактивных продуктов в установленных границах АС (защитная оболочка). В соответствии с принципом глубоко эшелонированной защиты, системы безопасности являются третьим уровнем защиты, предназначенным для предотвращения перерастания инцидентов в проектные аварии, а проектных аварий – в тяжелые (запроектные). Системы безопасности по характеру выполняемых ими функций подразделяются на: защитные СБ, локализующие СБ, управляющие СБ и обеспечивающие СБ. Защитные СБ, которые служат для предотвращения или ограничения повреждения топливных матриц, оболочек твэлов и границ теплоносителя первого контура (т.е. корпуса реактора, трубопроводов и другого оборудования первого контура). Защитные СБ защищают первые три физических барьера безопасности. Локализующие СБ, которые предназначены для предотвращения или ограничения распространения радиоактивных веществ при авариях на АС. Примером комплексной и наиболее эффективной локализующей СБ на современных АС является защитная оболочка (контейнмент). Управляющие СБ, которые осуществляют при введение в действие других систем безопасности и обеспечивают контроль и управление ими в процессе выполнения заданных функций. Обеспечивающие СБ, которые предназначены для снабжения систем безопасности энергией и рабочей средой. Эти системы создают необходимые условия для надежного функционирования систем безопасности. Высокая надежность ввода в действие СБ и их длительного функционирования достигается за счет: а) применения отказоустойчивых структур и систем; б)наличия защиты от отказов по общей причине; в) исключения использования общих компонентов для систем нормальной эксплуатации и систем безопасности; г) проектирования СБ с учетом принципа единичного отказа. Принцип единичного отказа реализуется в проекте АС путем выбора требуемой кратности резервирования систем, их физического разделения и применения разнотипного оборудования с тем, чтобы функции безопасности выполнялись при любых условиях. Каждая система безопасности АС резервируется за счет применения трех (иногда четырех) независимых систем или каналов одной системы, идентичных по своей структуре и способных полностью выполнить соответствующую данной системе функцию безопасности. При полной независимости этих систем или каналов общая на­дежность пропорциональна их количеству. Такое резервирование называют 3×100 % или 4×100 %. Только резервирование не защищает от множественных отказов элементов или устройств безопасности по общим причинам. Отказы по общим причинам могут происходить вследствие возникновения внутренних событий (например, пожары, затопление, летящие предметы, образовавшиеся при разрывах сосудов и трубопроводов) или внешних событий (например, землетрясение, падение самолета). При возникновении таких событий одновременно могут быть выведены из строя несколько систем или каналов, резервирующих друг друга. Во избежание этого применяется физическое разделение и разнотипное по принципу действия оборудование. Для определения и подтверждения высокой надежности систем безопасности при проектировании используются вероятностные методы анализа их надежности и применяются данные из опыта эксплуатации аналогичных систем, а также результаты испытаний и моделирования. Эксплуатация, техническое обслуживание и ремонт систем безопасности производятся по специально разработанным инструкциям и регламентам. При разработке современных АС в проектах учитываются: внешние события – землетрясения, ветровые нагрузки (в том числе от ураганов и смерчей), наводнения, падения самолетов, взрывы промышленных объектов, расположенных вблизи площадок АС и внутренние события – затопление помещений, разрывы трубопроводов и сосудов высокого давления, резкие перепады давления и летящие предметы внутреннего происхождения, пожары. Учет сейсмических событий. При проектировании используются два базовых уровня землетрясений: 1) максимальное расчетное землетрясение (МРЗ) данного района, имеющее вероятный период повторения 10000 лет; 2) проектное землетрясение (ПЗ), имеющее вероятный период повторения не более 1-го раза в 100 лет. Уровень землетрясения, учитываемого в проекте в качестве максимального расчетного, равен величине проектного землетрясения плюс один балл по шкале MSK-64. Сейсмостойкой считается АС, на которой обеспечена безопасность при сейсмических воздействиях до МРЗ включительно, а нормальное функционирование станции с выдачей электрической или тепловой энергии обеспечивается вплоть до проектного расчетного землетрясения. Строительство АС допускается только в районах благоприятных в сейсмическом отношении и, в частности, на площадках с интенсивностью максимального расчетного землетрясения не более 8 баллов по шкале MSK-64. Сейсмичность района расположения АС устанавливается в соответствии со "Строительными нормами и правилами" (СНиП-П-7-81) по карте сейсмического районирования территории России, которая приведена в главе “Землетрясения“. Сейсмичность для конкретных зданий и сооружений площадки АС определяется по данным сейсмического микрорайонирования в период выполнения инженерных изысканий на площадке станции. Порядок, условия и требования к проектированию сейсмостойких АС с реакторами всех типов установлены в "Нормах проектирования сейсмостойких атомных станций, ПНAЭ Г-5-006-87". Оборудования и здания АС по сейсмостойкости классифицируются на три группы. Перваягруппа. Системы, механизмы, устройства, электрическое оборудование, панели управления, кабельные проводки и трубопроводы, обеспечивающие радиационную безопасность в ходе сейсмического события, а также помещения для их размещения. В эту группу также входит оборудование, отказ которого может привести к недопустимым выбросам радиоактивных продуктов, и оборудование, предназначенное для обращения с высокорадиоактивными материалами (реактор, СУЗ, САОЗ, трубопроводы и арматура 1-­го и 2-го контуров). Вторая группа. Здания и помещения, включая оборудование, отказ которого может вызвать перерыв (в несколько часов) в процессе выработки электроэнергии, а также пожароопасное оборудование, не вошедшее в первую группу (турбогенераторы, система подпитки-продувки 1-го контура, хранилища горючих и смазочных материалов, вентиляционная труба). Третья группа. Остальное оборудование и вспомогательные здания и сооружения. Если сейсмичность площадки более 4 баллов по шкале MSK-64, то проектирование зданий, сооружений, конструкций и крупного оборудования АС ведется в соответствии с вышеуказанными нормами с учетом конкретных сейсмических воздействий, характеризующих данную площадку. Для проверки сейсмостойкости технологического оборудования выполняются расчеты поэтажных спектров ответа на сейсмические воздействия для конкретных мест установки оборудования. На сейсмические воздействия проверяются образцы технологического оборудования, средств автоматизации и связи, а для повышения сейсмостойкости применяются следующие конкретные меры: гибкая конфигурация трубопроводов; самое тяжелое и менее сейсмостойкое оборудование располагается на низших отметках; фундамент изготавливается из армированного бетона;все подземные коммуникации взаимозависимых сооружений прокладываются под общим для них фундаментом; жесткость трубопроводов подбирается так, чтобы их собственная частота колебаний максимально отличалась от собственной частоты колебаний зданий, где они размещены; установка гидро- и пневмоамортизаторов для увеличения жесткости трубопроводов с возможностью теплового расширения; специальные опоры основного оборудования (ПГ,ГЦН, ГЗЗ) для уменьшения их смещения при сейсмических явлениях. Учёт дополнительных ветровых нагрузок, возникающих от ветровых воздействий на здания и сооружения, выполняется в обязательном порядке для всех АС в соответствии с требованиями СНиП. В зависимости от местных условий, при проектировании АС принимаются ветровые нагрузки на здания и сооружения от 30 до 100 кг/м². В последнее время при разработке новых проектов АС проектировщики стали рассматривать и учитывать такие крайне редкие в условиях Центральной России явления, как ураганы и смерчи. При выборе мест размещения АС детально изучаются условия площадки. Если на площадке возможны наводнения, то она исключается как неблагоприятная для строительства АС. К неблагоприятным для строительства АС относятся зоны береговой эрозии, береговые приморские зоны с интенсивностью медленных вертикальных опусканий берега более 10 мм в год, а также зоны вероятного затопления волнами цунами. Современные проекты АС рассчитываются на воздействие падающих самолетов. В большинстве проектов АС масса падающего самолета принималась величиной 5 т, скорость его в момент падения на сооружения станции принималась равной 1000 м/с, а импульс воздействия в точке падения – 1200 тс. При разработке новых проектов АС расчеты ведутся с учетом падения самолетов массой 20 т. При проектировании зданий и сооружений АС учитываются внешние воздействия от ударной волны, создающей давление

30 кПа. В проектах АС так же рассматриваются и учитываются возможные механические, тепловые, химические и другие воздействия, возникающие в результате проектных аварий, вплоть до максимальной проектной аварии, в том числе: 1) возможность затопления помещений, в которых расположено оборудование и контрольно-измерительные приборы; 2) последствия разрывов трубопроводов высокого давления (за исключением корпуса реактора); 3) резкие перепады давления в помещениях и летящие предметы внутреннего происхождения; 4) пожары на АС. Пожары представляют для АС одну из потенциальных опасностей, являются, как правило, источником отказов оборудования и систем общей причины. Поэтому в проектах АС предусматриваются инженерно-технические решения, которые включают в себя такие элементы как: разделение зданий и помещений на противопожарные отсеки; замену горючих материалов огнестойкими материалами; применение автоматических средств пожаротушения; другие общепромышленные мероприятия. Планирование противопожарной защиты является необходимой составной частью этапа проектирования станций. На этом этапе предусматриваются как активные, так и пассивные меры по предотвращению и тушению пожаров. В процессе проектирования при рассмотрении пожарной безопасности используются два принципа: принцип локализации пожара и принцип воздействия на пожар. Принцип локализации пожара заключается в том, что в случае пожара могут сгореть все горючие материалы, находящиеся в пожарной зоне. Однако это не должно отразиться на функционировании АС в целом. Реализация этого принципа осуществляется путём создания противопожарных барьеров с достаточно высокой огнестойкостью. Оснащение помещений АС достаточным количеством средств активной противопожарной защиты, которые в сочетании с огнестойкостью противопожарных барьеров способны предотвратить распространение огня и ликвидировать загорание, отражает принцип воздействия на пожар. Исходя из этого принципа, допускают, что лишь часть горючих материалов может сгореть во время предполагаемого пожара, однако, все оборудование, находящееся в этой зоне, должно нормально функционировать. Для определения эффективности противопожарной защиты АС все её здания и помещения разбиваются на пожарные зоны, и устанавливаются соответствующие огнестойкие барьеры. Огнестойкость барьеров пожарных зон, потребность в системах пожаротушения и в противопожарных перегородках оцениваются путем анализа пожарной опасности. Данный анализ проводится в следующих направлениях: а) определение узлов, важных для пожарной безопасности; б) определение опасности возникновения пожара и его последствий для каждой пожарной зоны; в) определение способа обеспечения противопожарной защиты в данной зоне; г) определение огнестойкости границ каждой пожарной зоны. В проектах предусматриваются также технические и организационные решения для обеспечения физической защиты АС от проникновения на ее территорию посторонних лиц и предотвращения актов диверсий или других преднамеренных действий.

Вопросы для самоконтроля:

1. Сколько уровней защиты предусматривается для атомной станции?

2. Какие основные опасности эксплуатации атомных станций?

3. Какое значение имеет «человеческий фактор» для обеспечения безопасности атомной станции?

Учебное пособие

В качестве учебного пособия рекомендуется пользоваться [1], с. 4- 715.

Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском: