Системы безопасности АЭС

Под системами безопасности АЭС в общем случае понимают системы, предназначенные для предупреждения аварий и ограничения их последствий. Различают системы безопасности и системы, важные для безопасности АЭС, — это системы нормальной эксплуатации, повреждения или отказы которых являются исходными событиями для аварийных ситуаций и соответственно для срабатывания систем безопасности. [c.106]

Вопросы безопасности АЭС являются основными для успешного внедрения атомной энергетики [1.44]. Обширный опыт эксплуатации АЭС с реакторами на тепловых нейтронах может быть в значительной степени использован при создании системы безопасности АЭС с быстрыми реакторами с учетом их особенностей. [c.36]

Требования данного параграфа относятся, в основном к существующим в настоящее время системам безопасности АЭС с реакторами ВВЭР, которые включают в себя, например, на ЯППУ ВВЭР-440 [c.415]

В силу того, что требования НТД для АЭС изложены с позиций ядерной безопасности, далее место концепции ТПР в системе безопасности АЭС будет рассмотрено только с позиций ядерной безопасности с учетом ОПБ—88. [c.21]

Энергетические блоки с реактором ВВЭР-440 оборудованы системами, обеспечивающими радиационную безопасность АЭС как для эксплуатационного персонала, так и для окружающего населения и природной среды. Постоянный дозиметрический контроль показывает, что никакого вредного влияния АЭС на окружающую среду не оказывает. [c.175]

СИСТЕМА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР [c.66]

Из рис. 6.8 видно, что независимость трех каналов системы безопасности является сквозной, т. е. каждый канал имеет полный комплект оборудования и арматуры, без какого либо контакта между собой. Электропитание всех насосов предусмотрено от трансформатора собственных нужд через шины 25, но имеется и резервное питание от энергосистемы. Каждый канал на случай обесточивания АЭС имеет свой дизель-генератор 24, а электропитание потребителей первой категории обеспечивается от аккумуляторной батареи 26. При наличии трех систем безопасности каждая из них рассчитывается на 100%-ную нагрузку, требуемую для обеспечения аварийного расхолаживания. [c.69]

В настоящее время в регламентирующих документах одним из основополагающих для обеспечения безопасности АЭС является принцип единичного отказа, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и независимом от исходного события отказе одного из ее элементов. [c.89]

Данный критерий определяет требования, которые должны быть предъявлены к системам безопасности, с тем чтобы обеспечить безопасность АЭС. [c.89]

Современные атомные электростанции представляют собой сложные объекты, имеющие десятки основных и вспомогательных технологических систем. Организация координированного управления всеми этими системами при соблюдении требований безопасности и обеспечения оптимальных технико-экономи-ческих показателей энергоблока представляет собой сложную задачу. Она выполняется имеющейся на каждом энергоблоке АЭС автоматизированной системой управления технологическим процессом АСУ ТП. Для координации работы энергоблоков АЭС, управления общестанционными технологическими системами, а также для выполнения административно-организационных задач управления предназначается автоматизированная система управления АЭС (АСУ АЭС), которой подчинены АСУ ТП энергоблоков [25]. [c.136]

Рис. 6. Эффективность затрат на снижение техногенного риска. Рассматривается французская. ЛЭС мощностью 1300 НВт (эл.), срок службы 20 лет. Точки — ра.зличные системы безопасности на АЭС

Известно (12], что затраты на обеспечение безопасности следуют экономическому закону уменьшения отдачи. Этот закон для техногенного риска отражен на рис. 6 [13], где показана эффективность затрат на снижение риска от эксплуатации АЭС. Отношение ARt/AD, т. е. первая производная кривой на рис. 6, является мерой эффективности затрат на дальнейшее снижение риска Rt. В экономической теории отношения подобного рода принадлежат к экономическим категориям, которые носят название предельных затрат. В соответствии с этим отношение ARt/AD в дальнейшем назовем предельной эффективностью затрат в технические системы безопасности (т. е. на снижение риска Rt) и введем обозначение v t = ARt/AD. Отметим, что предельная эффективность затрат г]т на снижение риска Rt уменьшается с увеличением достигнутого уровня безопасности. Например, значение т]г, т. е. снижение числа случаев смерти на [c.97]

Однако в последние годы безопасность АЭС связывают с радиационной опасностью для населения последствий маловероятных тяжелых аварий. Чтобы ограничить радиационную опасность для населения возможных проектных аварий, в СССР, в отличие от некоторых других стран, нормируется (ограничивается) доза за год после аварии на границе санитарно-защитной зоны . Эта доза составляет 10 бэр вследствие внешнего облучения индивидуума и 30 бэр на щитовидную железу критической группы населения (дети) в результате ингаляционного поступления в организм радиоактивных изотопов иода. Надо отметить, что это более жесткое ограничение радиационного воздействия при аварии, чем ограничение, принятое в некоторых других странах, особенно если иметь в виду, что названные значения дозы допускаются при наихудших погодных условиях рассеяния аварийного выброса в атмосфере. Чтобы при проектной аварии радиационное воздействие не превысило допустимое, АЭС оборудуются специальными устройствами (системами), задача которых — максимально сократить поступление радиоактивных веществ за пределы АЭС при аварии. Тем не менее опасность (даже ограниченная) аварии на АЭС перерастает сегодня в проблему общественного признания ядерной энергетики. [c.147]

При проектировании АС должны предусматриваться противоаварийные меры технической безопасности АЭС. Система технической безопасности АЭС, обеспечивающая защиту населения при МПА, должна проектироваться так, чтобы рассчитанная при наихудших погодных условиях на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами ожидаемая индивидуальная доза облучения щитовидной железы детей за счет ингаляции изотопов йода не превосходила 30 бэр, а ожидаемая доза внешнего облучения всего тела и любых других органов (за исключением щитовидной железы) не превосходила 10 бэр. [c.534]

На АЭС предусматривают как активные, так и пассивные защитные системы безопасности, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, первого контура и предотвращения ядер-ных аварий. [c.138]

Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитывают на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарущения действующих санитарных норм. Реально достигаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя в 10—100 раз ниже предельных значений. [c.155]

Рассмотрим место концепции ТПР в сложившейся системе безопасности эксплуатации АЭС. [c.20]

В терминах ОПБ-88 комплекс технических и организационных мер, обеспечивающих на АЭС безопасность эксплуатации на основе концепции ТПР, можно отнести к системе безопасности [c.21]

Возникает вопрос нужно ли при реализации системы безопасности ТПР для главного трубопровода реактора АЭС отказываться от систем безопасности, устанавливаемых на АЭС с учетом концепции МПА [c.21]

СТИ ТПР, защищающие от разрушения 3-й барьер безопасности и локализующие аварию в самом ее начале (начало течи через трещину) принципиально более эффективно и лучше обеспечивают безопасность по сравнению с системами, ориентированными на развитие аварии и ликвидацию ее последствий. Во-вторых, установка систем безопасности ТПР на блоках АЭС, уже имеющих системы безопасности МПА, экономически выгодна, так как стоимость ликвидации последствий хотя бы одной МПА на одном блоке выше стоимости установки систем безопасности ТПР на 100 блоках АЭС. В третьих, концепция МПА представляет важный и прогрессивный шаг в технологии обеспечения безопасности эксплуатации АЭС, однако, она нуждается в дальнейшем развитии и совершенствовании. Очевидно, постулирование внезапного разрыва трубопровода является просто конструкторским приемом, позволяющим конкретизировать работы по проектированию систем безопасности. В действительности, внезапная разгерметизация первого контура может произойти в других элементах, включая узлы уплотнения (например, на Ровенской АЭС в 1982 г. за 0,5 ч произошло внезапное разуплотнение [c.22]

Глава 2. Опыт исследований и практической реализации системы безопасности ТПР на ГЦТ действующих блоков Нововоронежской и Кольской АЭС [c.92]

Существуют также и другие количественные критерии, которые могут быть использованы при определении первоочередности АЭС или элементов ее конструкций, для которых должна быть реализована концепция ТПР. Например, стоимость работ С по реализации системы безопасности ТПР (или ее отношение к величине изменения вероятности разрыва АРр, характеризующей техническую эффективность выполненной работы Э) [c.240]

В соответствии с требованиями нормативной документации безопасность АЭС должна обеспечиваться за счет последовательной реализации принципа глубоко эшелонированной защиты, основанного на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ, а также системы технических и организационных мероприятий по защите барьеров [1]. [c.27]

На основании приведенного анализа экспернмектальных данных с использованием системы снижения давления путем перепуска и конденсации пара под слоем воды в специальной емкости авторами работы [77] сделан вывод о высокой эффективности указанного метода снижения давления, а также об увеличении коэффициента безопасности АЭС Гумбольт-Бей при наличии контейнера. [c.105]

Герметичная цилиндрическая защитная оболочка реакторнопарогенераторного цеха имеет квадратную обстройку (поз. 2 на рис. 6.2), которая, с одной стороны, использует пространство, освобождающееся после завершения работы крана. На обстройке, в частности, располагается вентиляционная труба блока (поз. 2 на рис. 6.1 и поз. 6 на рис. 6.2). Единый для всей АЭС корпус спецводоочистки имеет свою вентиляционную трубу. Весьма важно сооружение дизель-генераторной станции для каждого блока (поз. 4 на рис. 6.1), причем в самостоятельных противопожарных ячейках каждой из них располагаются три отдельных дизельгенератора — по числу каналов системы безопасности. [c.57]

Несмотря на тщательность обоснования работоспособности твэлов и контроль за соблюдением нормальных условий теплообмена, не удается обеспечить абсолютную герметичность оболочек твэлов при их эксплуатации. Предельное число дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1% с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет 0,05— 0,1 Ки/л на момент отбора пробы при 100%-ной тепловой мощности реактора (при этом удельная активность негазообразных продуктов деления через 2 ч после отбора пробы равна 5-10 —5-10 Ки/л). Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитаны на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально наблюдаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя на один-два порядка ниже предельных значений. [c.94]

В настоящее время при оценке безопасности АЭС принят предельный подход, и системы безопасности, в частности аварийного охлаждения, проектируют, исходя из принципа единичного отказа, который определяет необходимую степень резервирования основного оборудования САОЗ. [c.110]

Для обеспечения надежности и безопасности АЭС в целом важное значение имеет исследование напряжений, прочности и несущей способности не только элементов корпуса реактора и ВКУ, но и всех других высоко-нагруженных компонентов оборудования, особенно в первом главном циркуляционном контуре (ГЦК). В этот контур применительно к реакторам ВВЭР-440 (с шестью петлями) и ВВЭР-1000 (с четырьмя петлями) входят реактор (корпус, внутрикорпусные устройства, внешние элементы привода системы управления и зашиты - СУЗ) паровой компенсатор объема (КО) главные циркуляционные насосы (ГЦН) (по числу петель) парогенераторы (ПГ) запорные задвижки главные циркуляционные трубопроводы первого контура (по числу петель) системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) системы обеспечения контроля и управления. [c.17]

Противопожарные меры в квартирах высотных зданий Технические системы безопасности на АЭС рекомбинаторы [c.100]

Работы по проектам АЭС с отечественными реакторами ВВЭР нового поколения начались в 1989 г в рамках государственной научно-технической программы Экологически чистая энергетика . На первом этапе реализации требований к АЭС нового поколения осуществлялась модернизация существующих проектов с активными системами безопасности в направлении упрощения конструкции, оптимизации теплотехнических параметров и повышения эффективности использования топлива, а также в направлении повышения надежности и безопасности эксплуатации станций во всех нормальных и аварийных режимах и особенно в неблагоприятных условиях запроектных аварий, связанных с потерей теплоотвода от активной зоны реактора. [c.156]

На втором этапе в проектах АЭС наряду с традиционными активными системами безопасности применяются пассивные системы. Среди этих проектов атомная электростанция большой мощности нового поколения с реактором ВВЭР-1000 (АЭС НП-1000), атомная электростанция средней мощности с реакторной установкой ВВЭР-640 (АЭС НП-500) и атомная электростанция средней мощности (600 МВт) с реактором повышенной безопасности ВПБЭР-600 [3]. [c.156]

Перечисленные в рассматриваемом параграфе системы являются системами, обеспечивающими безопасность АЭС, поэтому они должны удовлетворять перечисленным требованиям. Все эти системы должны быть приведены в рабочее состояние еще до выхода реактора в критическое состояние, так как они осуществляют свои защитные и локализующие функции в первую очередь при аварии на работающей ЯППУ или при аварии во время выхода реактора на мощность. На заглушенном реакторе, находящемся в глубоко подкритичном состоянии, безопасность обеспечивается и без этих систем. [c.429]

Промышленное развитие водографитовых реакторов в электроэнергетике пошло по конструктивной линии РБМК - канальных реакторов большой мощности. Поступательный прогресс в их конструкции был реализован в целом ряде модификаций реакторной установки. Изменения были связаны с модернизацией трубопроводной системы первого контура, его гидравлических характеристик, эксплуатационных процедур и управления реакторной установки, компоновочностроительными решениями для упрощения монтажа. Далее последовала серия изменений, связанных с последовательным усилением систем аварийного охлаждения и локализации аварий при введении новых правил по безопасности АЭС. [c.353]

Достоинство монографии также в том, что в ней специфические исследования прочности и разрушения высоконапряженных трубопроводов давления АЭС увязаны с общей системой обеспечения безопасности реакторной установки. Обобщение отечественного и зарубежного опыта работ позволяет лучше оценивать достигнутый уровень и определять направления дальнейших исследований. Одним из таких направлений, очевидно, является создание унифицированных технологий исследований и работ, включающих как экспериментально-аналитические методы исследований механики разрушения и теплогидравлики, так и компьютерные программы, позволяющие в промышленном масштабе быстро и экономично внедрять системы безопасности на основе концепции ТПР. [c.5]

С использованием изложенных выше представлений в эксплуатирующей организации концерн Росэнергоатом был разработан документ Технические требования к применению концепции ТПР для трубопроводов действующих АЭС (М. ВНИИАЭС, НТЦ ГАН, 1995), разрешенный к применению на АЭС ГАН РФ. (Приложение). На его основе проводили внедрение системы безопасной ТПР на П1, IV блоках Нововоронежской и I, II блоках Кольской АЭС. Эти работы описаны в следующем разделе. [c.91]

Профамма должна быть единой для всех типов АЭС и всех типов фубопроводов и сосудов давления. Это позволит более эффективно использовать полученные результаты и опыт. Например, результаты, полученные при разработке системы безопасности ТПР для ГЦТ Ду 500 и Ду 200 РУ ВВЭ-440 можно на 60—80% использовать при разработке системы безопасности ТПР для опускных и водоуравнительных трубопроводов Ду 300 РУ РБМК-1000, так как они изготовлены из одинаковых конструкционных сталей, имеют близкие геометрические размеры и схожие условия эксплуатации. Разработка системы безопасности ТПР для Ду 500, Ду 200 и Ду 300 в рамках единой программы и при едином методическом руководстве позволило бы существенно удешевить и ускорить работы. [c.239]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...