Главная Учебники - Разные СЕДЬМОЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ДОКЛАД РФ О ВЫПОЛНЕНИИ ОБЯЗАТЕЛЬСТВ, ВЫТЕКАЮЩИХ ИЗ КОНВЕНЦИИ О ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (2016 год)
поиск по сайту правообладателям
|
|
|
содержание .. 7 8 9 10 ..
Статья 16 "Аварийная готовность"
экспресс-оценки развития аварий, позволяющих в режиме реального
времени прогнозировать возможные пути развития аварийной
ситуации.
По результатам проведенных учений Ростехнадзором
выполняются оценки их эффективности, а также даются
рекомендации
по
совершенствованию
Эксплуатирующей
организацией аварийной готовности.
В Российской Федерации создана эффективная
система предупреждения и ликвидации чрезвычайных
ситуаций на АЭС, важная роль в работе которой возложена
на Ситуационно-кризисный центр Госкорпорации "Росатом"
и Кризисный центр АО "Концерн Росэнергоатом". В
Ростехнадзоре действует функциональная подсистема
контроля за ядерно- и радиационно-опасными объектами
единой государственной системы предупреждения и
ликвидации чрезвычайных ситуаций и Информационно-
аналитический центр.
Для подготовки персонала АЭС к действиям в
аварийных
условиях
систематически
проводятся
противоаварийные тренировки и учения различного уровня.
129
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
Статья 17. Выбор площадки АЭС
Выбор площадки, пригодной для сооружения и безопасной
эксплуатации атомной станции, регулируется федеральными
законами, федеральными нормами и правилами в области
использования атомной энергии, а также и другими документами,
состав и содержание которых описаны в предыдущих Национальных
докладах Российской Федерации. Изучение природных и техногенных
условий района размещения площадки АЭС выполняется в
соответствии с требованиями следующих федеральных норм и правил
в области использования атомной энергии:
"Общие положения обеспечения безопасности атомных станций"
(НП-001-15);
"Размещение атомных станций. Основные критерии и требования
по обеспечению безопасности" (НП-032-01);
"Учет внешних воздействий природного и техногенного
происхождения на объекты использования атомной энергии"
(НП-064-05).
В соответствии с требованиями федеральных норм и правил в
области использования атомной энергии, площадка АЭС считается
пригодной для размещения АЭС, если безопасность эксплуатации
АЭС, безопасность населения и защита окружающей среды
обеспечиваются с учетом воздействий природного и техногенного
происхождения. При обосновании пригодности площадки АЭС
должны быть учтены:
влияние на безопасность АЭС внешних воздействий природного и
техногенного происхождения (в том числе, должно быть показано
отсутствие на площадке АЭС факторов, при которых размещение
АЭС не допускается, а также возможность принятия технических
и организационных мер по обеспечению ядерной и радиационной
безопасности АЭС в неблагоприятных для размещения АЭС зонах
и районах);
радиационное влияние АЭС на население и окружающую среду;
специфические характеристики района размещения и площадки
АЭС, которые могут способствовать миграции и накоплению
радиоактивных веществ
(в части топографии, гидрогеологии,
стратификации воздушных масс, рек, других водоемов и пр.);
размеры санитарно-защитной зоны, зоны наблюдения, зоны
планирования защитных мероприятий и зоны планирования
мероприятий
по
обязательной
эвакуации
населения,
устанавливаемых в соответствии с требованиями Федерального
закона "Об использовании атомной энергии", а также федеральных
норм и правил в области использования атомной энергии.
130
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
При выборе площадки размещения новых АЭС осуществляется
прогнозирование воздействия АЭС на окружающую среду, изменения
экологических систем и их последствия.
Выполнение указанных прогнозов для проектируемых АЭС
осуществляется в процессе инженерных изысканий (при выполнении
оценки воздействия на окружающую среду).
За отчетный период, в соответствии с требованиями указанных
выше федеральных норм и правил в области использования атомной
энергии, проведены инженерные изыскания на площадке Курской
АЭС-2, а также разработаны необходимые обоснования, позволившие
признать указанную площадку пригодной для размещения АЭС.
В настоящее время завершается пересмотр федеральных норм и
правил в области использования атомной энергии, регулирующих
вопросы выбора площадки АЭС, вопросы учета внешних воздействий
природного и техногенного характера. При пересмотре планируется
учесть накопившийся опыт, положения вновь введенных и
предлагаемых к введению в действие норм МАГАТЭ по безопасности,
а также учесть уроки аварии на АЭС "Фукусима-Дайичи".
Переоценка внешних факторов в течение жизненного цикла
АЭС
В целях обеспечения безопасности АЭС при внешних
воздействиях, в соответствии с требованиями федеральных норм и
правил в области использования атомной энергии, на АЭС созданы и
актуализируются базы данных о процессах, явлениях и факторах
природного и техногенного происхождения на площадке и в районе
размещения объекта. Обязательным является проведение мониторинга
процессов и явлений природного происхождения, включенных в
проектные основы, на всех этапах жизненного цикла АЭС.
В течение жизненного цикла АЭС происходит обязательная
актуализация и переоценка условий размещения площадки АЭС с
учетом внешних факторов. В соответствии с положениями
Федерального закона № 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии"
и федеральных норм и правил в области использования атомной
энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных
станций"
(НП-001-15) оценка изменения условий в районе
размещения энергоблока АЭС и текущего состояния площадки АЭС
выполняется в рамках периодической оценки безопасности (ПОБ),
которая проводится каждые 10 лет эксплуатации энергоблока АЭС.
Переоценка внешних факторов процессов и явлений может быть
также проведена по результатам целевых или партнерских проверок.
131
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
При проведении переоценки параметров возможных внешних
воздействий используются результаты мониторинга параметров
процессов и явлений природного происхождения и периодического
контроля параметров факторов техногенного происхождения,
проводятся дополнительные инженерные изыскания и исследования в
районе и на площадке размещения АЭС. Так, в период с 2012 г. по
2015 г. в рамках реализации "Актуализированных мероприятий для
снижения последствий запроектных аварий на АЭС" была выполнена
переоценка сейсмических условий размещения действующих АЭС
России, включавшая в себя:
дополнительные исследования и анализ материалов сейсмического
микрорайонирования АЭС;
вычисление реальных коэффициентов запаса
(оценку уровня
консервативности) сейсмической опасности энергоблоков;
синтез акселерограмм и спектров ответа для действующих АЭС.
На основании полученных данных была подтверждена оценка
уровня сейсмической опасности для площадок действующих
энергоблоков Балаковской, Белоярской, Билибинской, Калининской,
Кольской, Ленинградской, Ростовской и Смоленской АЭС.
Полученные расчетные оценки сейсмичности площадок Курской и
Нововоронежской АЭС были незначительно увеличены по сравнению
с проектными.
В рамках мероприятий по повышению безопасности и
устойчивости АЭС к внешним воздействиям природного и
техногенного характера завершается проведение:
уточненного расчетного анализа сейсмических воздействий на
реакторные установки, бассейны выдержки, станционные
хранилища ОЯТ, оборудование, важное для безопасности, здания
и сооружения; уточнение категорий сейсмостойкости элементов;
разработки по каждой площадке АЭС плана дополнительных
мероприятий по повышению устойчивости элементов и систем к
сейсмическим воздействиям.
Механизмы проведения консультаций с другими
Договаривающимися сторонами (странами), на которые может
оказать воздействие установка
В Российской Федерации при выборе площадки размещения
АЭС уделяется внимание как природным и техногенным факторам,
воздействующим на АЭС, так и влиянию АЭС на окружающую среду.
В соответствии с природоохранным законодательством Российской
Федерации, проведение оценки воздействия на окружающую среду
(ОВОС) при разработке проектной документации предусмотрено для
132
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
всех видов планируемой хозяйственной и иной деятельности, которая
может оказать прямое или косвенное воздействие на окружающую
среду (Федеральный закон № 7-ФЗ "Об охране окружающей среды").
Целью проведения оценки воздействия на окружающую среду
является предотвращение или смягчение воздействия этой
деятельности на окружающую среду и связанных с ней социальных,
экономических и иных последствий. В рамках процедуры ОВОС
проводятся общественные слушания по вопросу размещения АЭС
(приказ Государственного комитета Российской Федерации по охране
окружающей среды от
16 мая
2000 г.). В случае возможности
трансграничного воздействия проектируемой АЭС, в соответствии с
требованиями Конвенции Европейской экономической комиссии
ООН об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном
контексте от 25 февраля 1991 г. (г. Эспо, Финляндия), проводятся
консультации с другими Договаривающимися сторонами.
При подготовке к размещению и сооружению двухблочной
Балтийской АЭС в Калининградской области, граничащей с Польшей
на юге и с Литвой на востоке и севере, в числе документов,
подготавливаемых Эксплуатирующей организацией в рамках заявки
на получение лицензии, была выполнена Оценка воздействия на
окружающую среду АЭС
(ОВОС)
(далее
- Материалы ОВОС).
Госкорпорация "Росатом" обратилась в МАГАТЭ с просьбой об
оказании услуг в проведении международного партнерского
рассмотрения Оценки воздействия на окружающую среду Балтийской
АЭС на соответствие нормам МАГАТЭ по безопасности в области
радиационной защиты населения и окружающей среды. Учитывая, что
Калининградский эксклав граничит с Польшей и Литвой,
Госкорпорация "Росатом" также обратилась с просьбой
проанализировать Материалы ОВОС с точки зрения Конвенции об
оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном
контексте (Конвенция Эспо). Другими целями рассмотрения являлись
облегчение обмена передовым опытом, выявленным в ходе
рассмотрения, предоставление обратной информации для разработки
международных норм и рекомендаций и предоставление
рекомендаций по дальнейшему развитию радиологических разделов
оценки воздействия на окружающую среду.
В 2014-2015 гг. международная партнерская группа, провела ряд
встреч и переговоров с российскими экспертами, посетила площадку
Балтийской АЭС, рассмотрела Материалы ОВОС, другую
предоставленную дополнительную информацию и пришла к выводу,
что Материалы ОВОС Балтийской АЭС, дополненные ответами на
вопросы группы рассмотрения, соответствуют требованиям
справочных документов
(нормы МАГАТЭ по безопасности,
133
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
Конвенция Эспо). Международная группа партнерского рассмотрения
признала, что Эксплуатирующая организация
(АО "Концерн
Росэнергоатом") предоставила полный комплект Материалов ОВОС
для Балтийской АЭС. Помимо оценки доз облучения при нормальной
эксплуатации и вследствие аварийных выбросов, в анализ вошло
обсуждение аспектов мониторинга окружающей среды и
трансграничных воздействий, а также - в той мере, в какой это
касается
аспектов
радиационной защиты населения
-
транспортировки радиоактивного материала и вывода из
эксплуатации объекта. В соответствии с запросом международная
группа партнерского рассмотрения определила и представила на
рассмотрение Эксплуатирующей организации области, в которых
может быть осуществлено дальнейшее развитие Материалов ОВОС. В
частности:
- Часть важной информации о потенциальном воздействии
Балтийской АЭС на окружающую среду была предоставлена в
качестве ответов на вопросы экспертов. Материалы ОВОС могли бы
получить дальнейшее развитие за счет добавления этой информации.
- Трансграничные аспекты Материалов ОВОС могли бы
получить дальнейшее развитие путем:
прямой ссылки на Конвенцию Эспо;
включения дополнительных подробностей об уже имевших
место и запланированных коммуникациях с соседними
странами;
более подробного обсуждения вопроса транспортировки
радиоактивных отходов
(т.е. способов и маршрутов
транспортировки).
- Аспекты вывода из эксплуатации, рассмотренные в
Материалах ОВОС, могли бы получить дальнейшее развитие путем
ссылки на недавно выпущенную публикацию серии норм МАГАТЭ
по безопасности (категории Требований безопасности GSR Part 6
"Вывод из эксплуатации установок", МАГАТЭ, Вена, 2014].
Обзор
положений проектов АЭС, позволяющих
противостоять таким техногенным и природным внешним
событиям, как пожар, взрыв, авиакатастрофа, внешнее
наводнение, суровые погодные условия и землетрясения, и
последствиям связанных между собой и следующих друг за другом
природных внешних событий (например, цунами, землетрясения,
оползня, вызванного обильными дождями)
В соответствии с требованиями федеральных норм и правил
природные факторы процессы и явления, учитываемые в проектных
134
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
основах АЭС, определяются на интервале 10000 лет, также в составе
проектных основ должны учитываться факторы техногенного
происхождения с вероятностью 10-6 в год и более. Кроме того, в
соответствии с требованиями правил, должны проводиться
вероятностные анализы безопасности АЭС при внешних
воздействиях, результаты которых должны учитываться при
обеспечении устойчивости и безопасности АЭС при проектировании
и эксплуатации АЭС.
Федеральными нормами и правилами в области использования
атомной энергии "Учет внешних воздействий природного и
техногенного происхождения на объекты использования атомной
энергии" (НП-064-05) установлена следующая номенклатура факторов
природного и техногенного происхождения, которые должны быть
изучены в районе расположения АЭС и по которым должно быть
принято решение о необходимости их включения в состав проектных
основ атомной станции:
Гидрометеорологические процессы и явления:
наводнение;
цунами;
ледовые явления на водотоках (заторы, зажоры);
режим прибрежной зоны морей (сгон, нагоны, штормовое
волнение);
сейши;
приливы и отливы;
изменение водных ресурсов: экстремально низкий сток,
аномальное снижение уровня воды;
смерч;
ветер, ураган;
тропический циклон (тайфун);
осадки;
экстремальные снегопады и снегозапасы;
температура воздуха;
лавина снежная;
гололед;
удар молнии.
Геологические и инженерно-геологические процессы и явления:
сейсмотектонические разрывные смещения, сейсмодислокации,
сейсмотектонические поднятия, опускания блоков земной коры;
современные дифференцированные движения земной коры,
тектонический крип;
остаточные сейсмодеформации земной коры;
землетрясение (любого генезиса);
извержение вулкана;
135
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
грязевой вулканизм;
оползни;
обвалы и оползни-обвалы;
сели;
лавины снежно-каменные и щебнисто-глыбовые;
размывы берегов, склонов, русел;
оседания и провалы;
размывы подземные, в том числе проявления карста;
мерзлотно-геологические (криогенные) процессы;
деформации специфических грунтов (карст, термокарст,
разжижение, солифлюкция, суффозионные процессы).
Техногенные факторы:
падение летательного аппарата и других летящих предметов;
пожар по внешним причинам;
взрыв на объекте;
выбросы взрывоопасных, воспламеняющихся, токсичных паров,
газов и аэрозолей в атмосферу, взрыв дрейфующих облаков;
коррозионные жидкие сбросы в поверхностные и грунтовые
воды;
электромагнитное излучение;
разлив масел и нефтепродуктов на прибрежных поверхностях
рек, морей и океанов;
прорыв естественных или искусственных водохранилищ.
Так, в результате выполненного анализа и оценки факторов
природного и техногенного происхождения в районе и на площадке
размещения энергоблока
№ 1 Балаковской АЭС принимались
следующие решения по включению в проектные основы АЭС
отдельных внешних воздействий:
1) Падение летательного аппарата и (или) его обломков
Анализ воздушной обстановки в районе размещения
Балаковской АЭС и оценка частоты реализации события, связанного с
падением летательного аппарата или его обломков на площадку
Балаковской АЭС, позволили сделать вывод, что вероятность падения
воздушных судов за год на площадку Балаковской АЭС имеет
значения, лежащие в диапазоне 4,57-9,53·10-8 в год. Таким образом, в
соответствии с описанным выше нормативным подходом, падение
самолета не требовалось учитывать в проектных основах АЭС. Вместе
с тем, проведенные поверочные расчеты прочности защитной
оболочки при падении самолета показали, что строительные
конструкции купола и цилиндра защитной оболочки выдерживают
удар самолета весом 8 т, падающего со скоростью 215 м/с под углом к
горизонту 10-45 градусов.
2) Взрывы на объектах в районе размещения АЭС
136
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
Все внешние взрывоопасные объекты располагаются на
безопасных расстояниях от зданий и сооружений Балаковской АЭС,
взрывное влияние на объекты Балаковской АЭС может оказать только
одно внешнее событие: взрыв заправленной автоцистерны,
находящейся в непосредственной близости от площадки АЭС.
Было показано, что давление воздушной ударной волны (ВУВ),
вызываемой взрывом указанной автоцистерны, не превышает 0,03
МПа. При этом строительные конструкции реакторного отделения
рассчитаны на воздействие ВУВ давлением во фронте 0,03 МПа,
продолжительность фазы сжатия до одной секунды. Ограждающие
конструкции реакторного отделения рассчитаны на ВУВ с
эквивалентной статической нагрузкой на фронтальную поверхность
обстройки, равной 0,114 МПа. Металлическая вентиляционная труба,
находящаяся на кровле обстройки, не рассчитана на воздействие
ударной волны, но конструкции кровельного перекрытия обстройки и
купола оболочки выдерживают нагрузку от падения трубы. Во
избежание затекания ударной волны внутрь здания, в местах забора
воздуха устанавливаются противовзрывные устройства. Наружные
двери и ворота также рассчитаны на восприятие внешней ударной
волны.
3) Экстремальное ветровое воздействие
Средняя годовая скорость ветра для района Балаковской АЭС
составляет
5,5 м/с. Расчетная максимальная скорость ветра
повторяемостью 1 раз в 10000 лет, учитываемая в проектных основах
Балаковской АЭС, принята равной 40 м/с.
4) Прорыв плотины водохранилища
Саратовское водохранилище является источником технического
водоснабжения Балаковской АЭС. При аварии на гидротехнических
сооружениях (плотине) водохранилища максимальный уровень воды в
водохранилище в районе площадки АЭС при приходе волны прорыва
составляет 33,2 м, что на 1 м ниже планировочной отметки площадки
(34,2 м). При расчете максимального уровня волны прорыва
учитывался наибольший возможный уровень воды в водохранилище
(в том числе с учетом экстремальных осадков и поступления воды от
таяния снега), а также возможное увеличение высоты волны
вследствие экстремального ветрового воздействия.
5) Землетрясения
Сейсмичность площадки АЭС предварительно оценивалась
равной
5 баллам по шкале MSK-64 при ПЗ
(землетрясение с
повторяемостью 1 раз в 1000 лет) и 6 баллам при МРЗ (землетрясение
с повторяемостью 1 раз в 10000 лет). С учетом неблагоприятных
грунтовых условий и результатов сейсмического микрорайонирования
площадки АЭС предварительное значение сейсмичности,
137
Статья 17 "Выбор площадки АЭС"
учитываемое в проектных основах АЭС, впоследствии было
увеличено на 1 балл.
Дополнительная информация о выполнении принципов
Венского заявления о ядерной безопасности представлена в
Приложении 3.
В Российской Федерации выбор площадок размещения
АЭС осуществляется с учетом возможных воздействий
природного и техногенного происхождения, что
соответствует требованиям Конвенции о ядерной
безопасности и принципов Венского заявления о ядерной
безопасности.
138
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
Статья 18. Проектирование и сооружение АЭС
18.1. Применение глубокоэшелонированной защиты
Проектирование новых российских энергоблоков атомных
станций осуществляется в соответствии с требованиями федеральных
норм и правил в области использования атомной энергии, а также с
учетом требований норм МАГАТЭ по безопасности.
В настоящее время в Российской Федерации реализуются два
новых проекта АЭС с реакторами типа ВВЭР: АЭС-2006 и ВВЭР-
ТОИ.
Энергоблоки проекта АЭС-2006
(в частности, энергоблоки
Нововоронежской АЭС-2) имеют отличия от эксплуатируемых в
России АЭС с реакторами типа ВВЭР более ранних проектов:
тепловая мощность увеличена до
3200 МВт, КПД
(брутто)
энергоблока увеличился до 36,2 %;
унифицировано применяемое оборудование, снижена его
материалоемкость;
изменен состав систем безопасности, используются как пассивные,
так и активные систем безопасности.
Безопасность проектируемых АЭС обеспечивается за счет
последовательной реализации глубокоэшелонированной защиты
(ГЭЗ).
В рамках первого уровня глубокоэшелонированной защиты в
проекте АЭС-2006 (в частности, для энергоблоков Нововоронежской
АЭС-2) предусмотрены следующие меры:
устойчивость АЭС к внешним воздействиям;
минимизация размера зон потенциального радиационного
воздействия АЭС на население при нормальной эксплуатации и
авариях, размеры санитарно-защитной зоны не превышают 600-
800 метров, а размеры зоны планирования защитных мероприятий
- 3000 метров;
разработка проекта на основе консервативного подхода с
развитыми свойствами самозащищенности реакторной установки
(к таким свойствам относятся: саморегулирование мощности
реактора и поддержание давления в первом контуре за счет
отрицательных обратных связей по реактивности и по давлению,
возможность отвода тепла от активной зоны остановленного
реактора к конечному поглотителю за счет естественной
циркуляции, большой запас воды в горизонтальных
парогенераторах и другие);
139
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
эффективная система технического обслуживания и ремонта.
В рамках второго уровня глубокоэшелонированной защиты в
проекте АЭС предусмотрены технические средства
(средства
диагностики,
автоматические
регуляторы,
блокировки,
автоматические защиты и другие), позволяющие своевременно
выявлять и устранять отклонения от нормальной эксплуатации, а
также осуществлять управление при эксплуатации с отклонениями.
В рамках третьего уровня глубокоэшелонированной защиты в
проекте АЭС-2006 предусмотрены как активные, так и пассивные
системы безопасности.
К числу активных систем безопасности относятся система
аварийной защиты реактора, системы защиты первого и второго
контуров от превышения давления
(данные системы сохраняют
работоспособность и при потере электроснабжения), система
аварийного и планового расхолаживания первого контура и
охлаждения бассейна выдержки, система аварийного ввода бора,
система аварийного расхолаживания парогенераторов, системы
аварийного электроснабжения, вентиляции, технического водо- и
холодоснабжения, спринклерная система, система аварийного
газоудаления.
К числу пассивных систем безопасности относятся система
пассивного отвода тепла от ПГ и система пассивного залива активной
зоны (8 гидроемкостей по 120 м3). Совместная работа указанных
систем позволяет обеспечить охлаждение активной зоны в течение,
как минимум,
24 часов при полном отказе активных систем
безопасности в сочетании с разрывом трубопровода первого контура
полным сечением. К пассивным системам безопасности относятся
также двойная защитная оболочка и системы водородной
взрывозащиты.
В рамках четвертого уровня глубокоэшелонированной защиты
проектом АЭС предусмотрены технические средства и
организационные меры по управлению запроектными (в том числе
тяжелыми) авариями, предназначенные для возвращения АЭС в
контролируемое состояние, предотвращения развития запроектных
аварий и ослабления их последствий, защиты герметичного
ограждения от разрушения и поддержания его работоспособности.
Для указанных целей помимо систем, задействованных на уровне 3, в
проекте предусмотрены:
устройство локализации расплава топлива;
мобильные устройства
(сборная вентиляторная градирня с
необходимыми трубопроводами, мобильный дизель-генератор и
другие), позволяющие осуществлять подпитку первого контура и
бассейна выдержки, а также отвод тепла от реактора и БВ;
140
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
контрольно-измерительные приборы аварийного мониторинга.
Применение различных технических средств на разных уровнях
глубокоэшелонированной защиты способствует независимости
уровней глубокоэшелонированной защиты друг от друга.
Улучшенные средства безопасности и дополнительные
усовершенствования для защиты от внешних воздействий и
предотвращения аварий, а также для смягчения последствий
аварий и предотвращения загрязнения за пределами площадки
В проектах новых АЭС (в частности, в проекте энергоблоков
Нововоронежской АЭС-2) системы безопасности и их элементы
обеспечивают выполнение своих функций при всех учитываемых в
проекте АЭС внешних воздействиях. Обеспечивается защита систем
безопасности от внутриплощадочных воздействий
(пожаров,
затоплений, запаривания, пароводяных струй, летящих предметов,
биения трубопроводов в помещениях АЭС).
Защита от ошибочных действий персонала выполняется за счет
применения пассивных систем безопасности и высокого уровня
автоматизации по управлению активными системами безопасности, в
том числе за счет использования автоматических систем для
инициализации защитных действий и блокирования управляющих
воздействий оператора, нарушающих выполнение функций
безопасности.
Активные
системы
безопасности
обеспечиваются
электроэнергией от независимых источников
(дизель-генераторов),
выполненных в соответствии с требованиями к обеспечивающим
системам безопасности. Имеется возможность осуществлять при
необходимости электроснабжение потребителей активных систем
безопасности от дополнительных дизель-генераторов, не относящихся
с обеспечивающим системам безопасности
(от дизель-генератора
нормальной эксплуатации, либо от мобильного дизель-генератора,
относящегося к специальным техническим средствам по управлению
запроектными авариями).
Компоновка систем безопасности выполняется таким образом,
что минимально необходимая часть трубопроводов, арматуры и
оборудования расположена в объеме защитной оболочки и не требует
технического обслуживания и ремонтов в период работы энергоблока
на мощности; основная часть трубопроводов, арматуры, оборудования
размещена вне защитной части. К оборудованию, размещенному за
пределами защитной оболочки, обеспечен доступ и созданы условия
для проведения технического обслуживания и ремонта при работе
реактора на мощности. Системы технического водоснабжения,
141
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
вентиляции и кондиционирования обеспечивают поддержание
параметров, необходимых для работы оборудования.
Система пассивного отвода тепла (СПОТ) предназначена для
длительного отвода к конечному поглотителю остаточных
тепловыделений реактора в условиях потери всех источников
электроснабжения как при отсутствии течей, так и в условиях
возникновения течей первого контура.
СПОТ представляет собой замкнутые контуры естественной
циркуляции для отвода остаточных тепловыделений от реактора за
счет конденсации пара, отводимого от ПГ и возвращения конденсата в
ПГ. Каждый контур включает в себя два теплообменных модуля,
трубопроводы пароконденсатного тракта с арматурой, тракт
воздуховодов, подводящих и отводящих воздух, воздушные затворы и
регулирующие устройства. Отвод остаточного тепла осуществляется
системой непосредственно наружному воздуху в теплообменнике-
конденсаторе. При потере всех источников электроснабжения с
разрывом первого контура система пассивного отвода тепла работает
совместно с системой гидроемкостей второй ступени.
Для предотвращения или ограничения распространения
выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и излучения за
установленные проектом границы и выхода их в окружающую среду
предусмотрены локализующие системы безопасности.
Спринклерная система предназначена для снижения давления и
температуры внутри защитной оболочки и связывания
радиоактивного йода, содержащегося в паре и воздухе герметичного
ограждения. Данная система обеспечивает автоматический впрыск
борированной воды в воздушное пространство защитной оболочки
при повышении давления под оболочкой выше 0,03 МПа. Подача
раствора бора в объем защитной оболочки производится, пока
давление под оболочкой не снизится до минус 2 кПа. При достижении
этого значения система отключается, а насосы работают по линии
рециркуляции.
Герметичное ограждение реакторной установки обеспечивает:
предотвращение или ограничение распространения радиоактивных
веществ за границы зоны локализации аварии (ЗЛА);
защиту систем и элементов, отказ которых может привести к
выбросу радиоактивных веществ, превышающему проектное
значение утечки, от внешних воздействий;
ограничение выхода ионизирующего излучения за границы ЗЛА.
В проекте АЭС-2006 в качестве герметичного ограждения
реакторной установки предусмотрена двойная защитная оболочка, в
объеме которой находятся оборудование и трубопроводы с
высокопотенциальным теплоносителем.
142
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
Внутренняя защитная оболочка выполнена из предварительно
напряженного железобетона со стальной герметизирующей
облицовкой, рассчитана на проектные и запроектные аварии в
сочетании с максимальным расчетным землетрясением и способна
ограничить выход радиоактивных веществ.
Внешняя защитная оболочка выполнена из непреднапряженного
железобетона и рассчитана на воздействие внешней воздушной
ударной волны, падение самолета и внешние воздействия природного
происхождения. Внешняя защитная оболочка обеспечивает
герметичность межоболочечного пространства.
Интегральная утечка через герметичное ограждение зоны
локализации аварий (ЗЛА) составляет не более 0,3 % от объема среды,
находящейся в ЗЛА, в сутки, при давлении, равном расчетному
аварийному.
Системы контроля концентрации и аварийного удаления
водорода предназначены для предотвращения образования
взрывоопасных смесей в ЗЛА, предотвращения появления источника
инициирования взрыва в ЗЛА, обеспечения взрывозащиты в ЗЛА,
контроля концентрации водорода и других газов в ЗЛА.
При проектных авариях система аварийного удаления водорода
предотвращает образование взрывоопасных концентраций водорода
под защитной оболочкой, определяющих дефлаграционное горение. В
системе аварийного удаления водорода применяются пассивные
каталитические рекомбинаторы водорода, которые располагаются в
местах возможного скопления водорода. При этом перемешивания
среды под защитной оболочкой с целью создания однородной
атмосферы не требуется.
Система контроля концентрации водорода состоит из первичной
и вторичной аппаратуры
(датчики, устройства обработки и
представления информации), линий связи и средств метрологической
аттестации, поверки и настройки аппаратуры. Система контроля
концентрации водорода имеет возможность измерения водорода в
пределах от 0 до 30 объемных % в паро-воздушно-водородной смеси,
обеспечивает непрерывный контроль параметров.
Подход к учету запроектных аварий
В соответствии с требованиями федеральных норм и правил в
области использования атомной энергии "Общие положения
обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), примерные
перечни запроектных аварий для каждого типа реакторов
устанавливаются в федеральных нормах и правилах в области
использования атомной энергии.
143
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
Окончательные перечни запроектных аварий (включая тяжелые
аварии) представляются в ООБ АЭС. Указанные перечни охватывают
все эксплуатационные состояния АЭС и учитывают все имеющиеся на
АЭС места нахождения ядерных материалов, радиоактивных веществ
и РАО, в которых может возникнуть нарушение нормальной
эксплуатации АЭС, и включают представительные сценарии для
определения
мер
по
управлению
такими
авариями.
Представительность сценариев обеспечивается посредством учета
уровней тяжести состояния АЭС и, кроме того, возможных состояний
работоспособности или неработоспособности систем безопасности и
специальных технических средств для управления запроектными
авариями. В ООБ АЭС представляется реалистический
(неконсервативный) анализ указанных запроектных аварий,
содержащий оценки вероятностей путей протекания и последствий
запроектных аварий. Указанный анализ является основой для
составления планов мероприятий по защите персонала и населения в
случае аварий, а также для составления руководства по управлению
запроектными авариями.
Учет человеческого фактора при проектировании
Учет человеческого фактора при проектировании достигается за
счет:
оптимизации распределения функций управления между
человеком и управляющими системами, обоснования объема
информации, представляемой эксплуатационному персоналу,
необходимого и достаточного для оценки состояния объекта и
принятия решений по управлению. Проводится анализ действий
человека при выполнении задач управления, в том числе
определение вероятного поведения, проводится разбор задачи
перед ее выполнением, выявляются условия, в которых
вероятность ошибки возрастает, обсуждаются последствия и
ответные реакции, формируются требования к взаимодействию
"человек-техника";
проверки качества проекта при поэтапном проведении
верификации и валидации проектных решений, в том числе на
аналитических
и
полномасштабных
тренажерах
для
подтверждения того,
что необходимые действия оператора
определены и могут быть правильно выполнены;
привлечения к процессу проектирования персонала, имеющего
практический опыт работы на АЭС и в пуско-наладочных
организациях;
оптимальной компоновки оборудования с целью облегчения
144
содержание .. 7 8 9 10 ..
|
|