Анализ безопасности АЭС

Министерство образования Республики Беларусь

Учреждение образования

«Международный государственный экологический университет имени А.Д. Сахарова»

Факультет мониторинга окружающей среды 

Кафедра ядерной и радиационной безопасности

АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС

Дипломная работа студентки V курса

                                                             ____________      

Минск 2009

Реферат

Дипломная работа 60 с.: 2 рис., 7 табл., 14 источников.

БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС, МЕТОДЫ АНАЛИЗА  БЕЗОПАСНОСТИ, ДЕТЕРМИНИСТСКИЙ МЕТОД, ВЕРОЯТНОСТНЫЙ МЕТОД, оценка уровня безопасности.

Целью данной работы является изучение основных методов анализа безопасности АЭС и определение уровня безопасности современных АЭС.

Для определения и подтверждения  высокой надежности систем безопасности проводится оценка уровня безопасности. Методы анализа необходимы для создания гарантий того, что при всех режимах эксплуатации и проектных авариях дозы облучения персонала и населения, концентрации радиоактивных веществ в окружающей среде будут на разумно низком уровне и не будут превосходить установленные пределы, а при запроектных авариях, т.е. выходящих за рамки, предусмотренные проектом, радиологический ущерб для населения и окружающей среды будет приемлемо низким. Полученные результаты свидетельствуют о том, что эти меры эффективны, а риск аварийных ситуаций по международной классификации соответствует области приемлемого риска. Приемлемый риск принимается обществом и не требует дополнительных усилий по его снижению, а такая деятельность рассматривается как безопасная (т.е. современные АЭС являются безопасными).

Рэферат

Дыпломная работа 60 с.: 2 рыс., 7 табл., 14 крыніц.

БЯСПЕЧНАСЦЬ АЭС, МЕТАДЫ АНАЛІЗУ БЯСПЕЧНАСЦІ, ДЭТЭРМІНІЦКІ МЕТАД, ІМАВЕРНЫ МЕТАД, ацэнка ўзроўня БЯСПЕЧНАСЦІ.

Мэтай гэтай  работы з’яўляецца вывучэнне асноўных метадаў аналізу бяспечнасці  АЭС і вызначэнне ўзроўня бяспечнасці сучасных АЭС.

Для вызначэння і пацвярджэння высокай надзейнасці  сістэм бяспечнасці праводзіцца  ацэнка ўзроўня бяспечнасці. Метады аналізу неабходны для стварэння гарантый таго, што пры ўсіх рэжымах эксплуатацыі і праектных аварый дозы апрамянення персанала і насельніцтва, канцэнтрацыі радыеактыўных рычываў у навакольным асяроддзі будуць на разумна нізкім узроўні і не будуць перавышаць устаноўленыя межы, а пры запраектных аварыях, г. зн. якія выходзяць за рамкі прадугледжаныя праектам, радыелагічны урон для насельніцтва і навакольнага асяроддзя будзет прымальна нізкім. Атрыманыя вынікі сведчаць пра тое, што гэтыя меры эфектыўны, а рыск аварыйных сітуацый па міжнароднай класіфікацыі адпавядае вобласці прымальнага рыску. Прымальны рыск прымаецца грамадствам і не патрабуе дадатковых намаганняў па яго зніжэнню, а такая дзейнасць разглядаецца як бяспечная (г. зн. сучасныя АЭС з’яўляюцца бяспечнымі).

Abstract

Graduate work 60 p.: 2 figure, 7 tables, 14 references.

SAFETY OF THE ATOMIC POWER STATION, METHODS FOR THE ANALYSIS OF SAFETY, DETERMINISTIK METHOD, PROBALITY METHOD, RATE OF SAFETY ASSESSMENT.

The aim of this work is to study the main methods for the analysis of safety and to determinate rate of safety on the modern atomic power stations.

The rate of safety assessment implement for definition and confirmation of high reliability of safety systems. Methods of analysis are necessary for guaranteeing that a dose of an irradiation for the staff and the population, concentration of radioactive substances in environment will be at reasonably low level and will not surpass the established limits at all conditions of exploitation and projected accidents, and a radiological damage to the population and environment will be comprehensible by the low at accidents, which way out beyond project. The received results attest that these measures are effective, and the risk of emergencies on the international classification meets to the field of comprehensible risk. The comprehensible risk is accepted by a society and does not demand the additional efforts on its lowering, and such activity is examined as safe.

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

В современном мире использование  ядерных технологий в народном хозяйстве  способствует повышению благосостояния людей. Однако никакие промышленные объекты в принципе не могут быть абсолютно безопасными, тем более такие крупные как атомные электростанции (АЭС).

Основной целью развития топливно-энергетического  комплекса в Республике Беларусь является удовлетворение потребностей всех сфер экономики и населения различными видами энергоресурсов при соблюдении экологических требований. Прогнозируется введение в энергетический баланс страны первого энергоблока АЭС мощностью до 1000 мВт.

Сравнительные исследования опасностей и воздействий ядерной, угольной, нефтяной и гидроэнергетики позволяют определить правильную перспективу для опасностей, связанных с производством энергии. Основная задача таких исследований – снабдить органы, планирующие развитие энергетики, научно-технической информацией о факторах, влияющих на принятие решения относительно энергетических систем, как на национальном, так и на международном уровне [1].

Однако следует помнить, что  количественные сравнения риска  и воздействия для различных  энергетических систем не могут существенно  влиять на принятие решений по национальным планам развития энергетики. Энергетическая политика страны определяется целым комплексом аспектов, к числу которых относятся потребность в энергии, международная торговля, промышленное развитие, надежность снабжения, экономический и научно-технический потенциал. Поэтому в последние годы от сравнения опасностей энергетических систем и анализа «риск – последствия» перешли к критериям управления риском. Наиболее ярким примером законченной системы оценки риска и управления им может служить ядерная энергетика. Для каждой АЭС проводятся исследования всех видов ее воздействия на окружающую среду. Они включают выбор площадки, эксплуатацию станции и оценку профессионального риска для ее работников, расчет обычных сбросов радиоактивности в окружающую среду, предполагаемые уровни облучения населения, оценку последствий больших аварийных выбросов радиоактивности [1].

Целью данной работы является изучение основных методов анализа безопасности АЭС и определение уровня безопасности современных АЭС.

Для атомной станции обеспечение  безопасности основывается на концепции  глубокоэшелонированной защиты и означает наличие многоуровневой защиты. Главной задачей обеспечения безопасности является предупреждение аварий. В случае возникновения аварии предусматриваются мероприятия по ее смягчению. Глубокоэшелонированная защита представляет собой широкий круг мер – от предотвращения и контроля незначительных событий и отклонений от нормальных эксплуатационных условий в нормальных условиях – до управления авариями, причиняющими крупный ущерб АЭС.

О достижении целей безопасности в  отношении конкретной ядерной установки свидетельствует результат проведенного анализа безопасности. В идеальном случае такой анализ безопасности должен включать все события, последовательности и процессы, при которых отказы или серии отказов могут потенциально привести к радиологическим последствиям. В реальных условиях невозможно достичь охвата всех потенциальных отрицательных событий, но это и не  является обязательным. Независимо от метода проведения анализа безопасности, он будет включать ряд отобранных сценариев (сочетания событий, последовательностей и процессов). Выбор сценариев для включения в анализ делается таким образом, чтобы, насколько это разумно достижимо, охватывались основные факторы, способствующие риску. Результаты анализа безопасности свидетельствуют, что виды риска, которые необходимо учитывать, сведены до уровней ниже допустимых. Следовательно, проведение анализа должно выполняться с использованием апробированных методов и в ходе соответствующих независимых авторитетных рассмотрений [2].

Актуальность работы обусловлена  наличием объективно существующей научной  проблемы, заключающейся в оценке уровня безопасности для действующих и проектируемых АЭС, в том числе общей вероятностной модели безопасности, комплекса методов выполнения отдельных задач по отбору и группировке исходных событий, проведению анализов надежности систем и проведению комплексной и количественной оценки достигнутого уровня безопасности.

1 ПРИНЦИПЫ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС

1.1 Критерии и цели безопасности

Атомные станции вследствие накопления в процессе эксплуатации значительных количеств радиоактивных продуктов  и наличия принципиальной возможности выхода их при авариях за предусмотренные границы представляют собой источник потенциальной опасности или источник риска радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. Степень радиационного риска прямо зависит от уровня безопасности АЭС, которая является одним из основных ее свойств, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии.

Под безопасностью АЭС понимают такое ее свойство, которое при  помощи технических средств и  организационных мероприятий исключает  превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде. Ядерные реакторы проектируются и лицензируются на основе выполнения ряда требований, обеспечивающих нормальную работу АЭС, а также с учетом некоторых наиболее вероятных аварий, называемых основными проектными авариями, которые находятся в достаточно узком диапазоне вероятности [1].

Безопасность АЭС обеспечивается рядом технических, организационных, санитарно-гигиенических и других мер, направленных на максимально возможное уменьшение радиоактивных выбросов в нормальных режимах эксплуатации, на предотвращение аварий, а в случае их возникновения, на защиту персонала станции, населения и окружающей среды. Она основывается на оценке параметров надежности, характеризующих безопасность систем АЭС в совокупности с частотой появления специфических аварийных ситуаций, пределов выбросов (или доз) в совокупности с вероятностными значениями общих аварийных ситуаций, значений индивидуального, социального и различных других видов риска [2].

Критерии безопасности – установленные  нормативно-техническими документами  или принятые качественные признаки параметров и характеристик, используемые при обосновании безопасности АЭС. Основные критерии безопасности при проектировании АЭС включают в себя следующие требования: к качеству оборудования и эксплуатации АЭС, техническим средствам обеспечения ее безопасности, расположению (удаленности станции от крупных городов), соблюдению в нормальных и аварийных условиях установленных пределов доз облучения для персонала и населения.

Концепция безопасности в применении к АЭС предусматривает, что аварии не влекут за собой выброса опасного количества радиоактивного материала  в окружающую среду при условии  правильного функционирования основных и дублирующих систем безопасности. Таким образом, при анализе безопасности необходимо специально предположить отказ систем безопасности [2].

При решении проблем безопасности широко используется понятие риска, под которым подразумевается некоторая комбинация отрицательных последствий возможных событии и их вероятностей. Он должен строго контролироваться, а принципы защиты вытекают из целей безопасности [2].

Общая цель ядерной безопасности: защитить отдельных лиц, общество и окружающую среду от вредных последствий путем создания и поддержания на ядерных установках эффективных средств защиты от радиационной опасности.

Согласно [3], общая цель ядерной безопасности подкрепляется двумя дополнительными целями, связанными с радиационной защитой и техническими аспектами безопасности. Они взаимозависимы: технические аспекты в сочетании с административными и процедурными мерами обеспечивают защиту от опасности ионизирующего излучения.

Цель радиационной защиты: обеспечить, чтобы дозы облучения во всех эксплуатационных состояниях на установке или в результате любого запланированного выброса радиоактивных материалов с установки поддерживались ниже предписанных пределов и на разумно достижимом низком уровне, а также обеспечить смягчение радиологических последствий любых аварий.

Техническая цель безопасности: принять все практически осуществимые меры для предотвращения аварий на ядерных установках и смягчения их последствий, если они произойдут; обеспечить высокую степень уверенности в том, что любые радиологические последствия всех возможных аварий, учитываемых в проекте установки, включая те, вероятность которых крайне мала, были незначительными и находились ниже предписанных пределов; а также обеспечить, чтобы вероятность аварий с серьезными радиологическими последствиями была чрезвычайно мала.

Цели безопасности требуют, чтобы ядерные установки проектировались и эксплуатировались таким образом, чтобы все источники, вызывающие облучение, находились под строгим техническим и административным контролем. Однако цель радиационной защиты не исключает ограниченных доз облучения населения или выброса официально разрешенных количеств радиоактивных материалов в окружающую среду во время эксплуатационных состояний. Такие дозы облучения и выбросы, однако, должны строго контролироваться и соответствовать эксплуатационным пределам и нормам радиационной защиты.

1.2 Принцип защиты в глубину

Для обеспечения безопасной работы АЭС при нормальных, переходных и  проектных аварийных ситуациях  используется глубокоэшелонированная защита - так называемая защита в глубину [3]. Она принимается для предотвращения выброса радиоактивных продуктов в окружающую среду посредством использования нескольких независимых защитных барьеров (оболочки твэлов, противоаварийной оболочки и других). Защита в глубину включает в себя следующие требования:

1. Обеспечение целостности топливной оболочки при любых рабочих условиях;
2. Обеспечение целостности системы охлаждения реактора;
3. Адекватное охлаждение активной зоны даже в условиях проектных аварийных ситуаций;
4. Обеспечение целостности противоаварийного корпуса реактора даже в проектных аварийных ситуациях.

Стратегия глубокоэшелонированной защиты имеет двоякую цель: во-первых, предотвратить  аварию и, во-вторых, если предотвращение не удалось, выявить ее, ослабить возможные последствия и предотвратить развитие в более тяжелое состояние [3].

Обычно, глубокоэшелонированная защита включает пять уровней. В случае отказа одного из уровней он будет компенсироваться или корректироваться следующим  уровнем. Уровни защиты выбраны так, чтобы быть независимыми от эффективности более высоких или более низких уровней. Цель каждого уровня защиты и основные средства ее достижения показаны в таблице 1.1.

Таблица 1.1

Цели уровней защиты и основные средства их достижения

Меры первых трех уровней следует  рассматривать в рамках проектных основ, чтобы обеспечить поддержание конструкционной целостности активной зоны реактора и ограничить потенциальную радиационную опасность для населения. Напротив, меры четвертого уровня следует рассматривать как находящиеся за пределами проектных основ, чтобы удерживать вероятность и радиационные последствия тяжелых повреждений станции на разумно достижимом низком уровне (принцип ALARA), принимая во внимание экономические и социальные факторы [3].

Высший приоритет следует отдавать предотвращению: непредусмотренных угроз целостности физических барьеров; повреждения или байпасирования барьера, когда он потребовался; повреждения какого-либо барьера вследствие повреждения другого барьера; значительного выброса радиоактивных веществ.

Оценку реализации глубокоэшелонированной защиты следует выполнять путем демонстрации соответствия большому количеству требований, на которых строится полноценный анализ безопасности. Следует, чтобы эта оценка подтверждала, что для возможных исходных событий на соответствующем уровне глубокоэшелонированной защиты предусмотрены адекватные меры, состоящие в выполнении основных функций безопасности и удержании под контролем выброса радиоактивных веществ.

При выполнении оценки специальное  внимание следует уделять внутренним и внешним источникам опасности, которые могут неблагоприятно повлиять одновременно более чем на один барьер или вызвать одновременный отказ нескольких единиц оборудования, обеспечивающих избыточность систем безопасности [4].

1.3 Фундаментальные функции безопасности

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 АЭС. Основной задачей эксплуатации является выполнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно, то есть во всех режимах, включая режимы останова энергоблока для перегрузки топлива [4].

1.3.1 Контроль и управление реактивностью

Цепная реакция деления ядерного материала, происходящая в активной зоне реактора, должна носить управляемый характер, то есть эффективный коэффициент размножения нейтронов К_эфф., характеризующийся отношением количества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных, должен придерживаться в районе значения К_эфф.=1.

То есть, при К_эфф.>1, (>0 и нейтронная мощность реактора растет); при К_эфф.=1, (=0 и нейтронная мощность реактора остается постоянной); при К_эфф.<1, (<0 и нейтронная мощность реактора уменьшается).

Управление  реактивностью подразумевает управление количеством нейтронов в активной зоне реактора, то есть 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 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 [4].

1.3.2 Обеспечение охлаждения активной зоны реактора

Основная задача этой функции —  предотвратить разрушение твэлов впоследствии 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 АЭС [4].

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, то есть выделяемая ими тепловая энергия никогда 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 [4].

1.3.3 Локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов

Эта функция 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 50 000 штук) некоторые из них могут оказаться разгерметизированными даже в процессе нормальной эксплуатации АЭС [2].

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 [4].

1.4 Принцип единичного отказа

Среди основных принципов безопасности важнейшим является принцип единичного отказа. В соответствии с принципом, система должна выполнять свои функции при любом исходном событии, и при независимом от исходного события отказе любого элемента этой системы.

Под единичным отказом подразумевается отказ одного из активных или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части, 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 [4].

Практическое применение принципа единичного отказа обеспечивает:

1. работу систем безопасности и систем, важных для безопасности, в случае возникновения единичного отказа оборудования или ошибки персонала.
2. уменьшение риска отказа оборудования по общей причине.

На практике принцип единичного отказа реализуется путем резервирования. Для уменьшения вероятности отказов резервированных систем или их каналов по общей причине дополнительно применяются физическое разделение и 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 [4].

Наиболее наглядным примером резервирования является система аварийного охлаждения активной зоны реактора АС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Система имеет трехкратное резервирование и каждая из входящих в нее подсистем может самостоятельно выполнить проектную функцию безопасности в полном объеме. Одного насоса достаточно для выполнения проектных функций. Но устанавливаются два насоса (или более) на случай отказа или вывода в ремонт первого. Физическое разделение обеспечивает устойчивость резервированных систем или их каналов к одновременному отказу по общей причине. Создание между системами или каналами физических барьеров (путем предусмотрения огнеупорных перегородок, раздельных кабельных проводок, размещения оборудования в разных помещениях или простого удаления друг от друга) обеспечивает сохранение работоспособности остальных систем или каналов при повреждении одного из них при пожаре, внутреннем или внешнем затоплении или по другим причинам общего характера [4].

Однотипные компоненты оборудования или каналы системы разделяются физическими барьерами или просто расстоянием для исключения отказа 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.

Арматура, выполняющая одну и ту же функцию, может ручной, электрический  и пневматический привод. Таким образом, в случае возникновения, например, события с полным обесточиванием энергоблока имеется возможность использовать оборудование, для работы которого не требуется наличие электропитания. В случае возникновения отказов в работе механической системы аварийной защиты реактора на реакторах типа ВВЭР, ее функции могут быть выполнены увеличением концентрации борной кислоты в первом контуре до требуемого значения, используя штатную систему ввода бора [4].

2 МЕТОДЫ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ

Анализ безопасности, являющийся частью оценки безопасности, используемой при  лицензировании станции, следует выполнять  параллельно с процессом проектирования с итерацией между этими двумя видами деятельности. Объем и уровень детализации анализа безопасности следует увеличивать по мере выполнения программы проектирования так, чтобы окончательный анализ безопасности отражал окончательную конструкцию станции, как она построена [3].

Анализ безопасности следует выполнять  для оценки работы станции в широком  диапазоне условий эксплуатации для получения полного понимания  того, каково ожидаемое поведение  станции в аварийных ситуациях. В анализе безопасности следует также демонстрировать, что станцию можно удерживать в безопасных режимах эксплуатации, установленных проектантом.

Анализ безопасности содержит формальные оценки работы станции в различных  условиях нормальной эксплуатации и  при авариях в сравнении с целями или критериями безопасности и радиоактивными выбросами, которые могли быть установлены эксплуатирующей организацией, регулирующим органом или иными национальными или международными органами, если это применимо к станции.

Анализ безопасности выявляет возможные слабые места в проекте, содержит оценки предложенных улучшений проекта и показывает, что требования по безопасности удовлетворены, и риск от станции находится на приемлемо низком уровне [3].

Анализ безопасности определяет на самом ли деле:

1. Создана достаточная глубокоэшелонированная защита и обеспечены уровни защиты таким образом, что развитие аварийной последовательности прекращается на возможно более раннем этапе;
2. Станция может противостоять физическим и природным условиям, в которых она может оказаться. Сюда входят экстремальные параметры окружающей среды и иные условия;
3. Адекватно учтены человеческий фактор и проблемы, связанные с рабочими характеристиками человека;
4. Долгосрочные механизмы старения, способные снижать надежность станции в течение срока ее службы, выявлены, контролируются и управляются (например, путем модернизации, обновления или замены оборудования), так что безопасность не страдает и риск не увеличивается.