Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Безопасность ВВЭР - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

ГЛАВА 10
БЕЗОПАСНОСТЬ ВВЭР
10.1. ПОДХОД К ПРОБЛЕМЕ БЕЗОПАСНОСТИ

Основная задача техники безопасности на АЭС состоит в защите обслуживающего персонала и населения окружающей местности от воздействия радиоактивных веществ, накопленных в процессе работы реактора. Среди этих веществ главную опасность представляют продукты деления ядерного топлива [146]. Степень радиационной опасности при возможных авариях на реакторной установке оценивается по количеству продуктов деления, проникающих из ядерного топлива в окружающую среду.
Обеспечение радиационной безопасности обслуживающего персонала и населения требует выполнения на АЭС следующих главных условий:

  1. обеспечения подкритичности активной зоны остановленного реактора, предотвращения аварийного неконтролируемого и неуправляемого разгона реактора, например при перегрузке активной зоны остановленного реактора (см. § 10.3), предотвращения образования критической массы ядерного топлива при его хранении или транспортировке;
  2. сохранения целостности оборудования и трубопроводов реакторной установки, обусловленной их механической прочностью в условиях эксплуатации;
  3. обеспечения эффективного охлаждения активной зоны, не допускающего разрушения и плавления твэлов как при нормальной работе АЭС, так и при аварийных ситуациях. Для потенциально возможных крупных аварий (например, разрыв самого крупного трубопровода главного циркуляционного контура охлаждения реактора) необходимо иметь систему аварийного охлаждения активной зоны.

Отправной точкой для анализа безопасности реактора служит предположение о возможной вероятности того или иного вида аварии или отклонения в работе оборудования. Первоначальная аварийная ситуация может возникнуть, например, при разрушении трубопровода, нарушении циркуляции теплоносителя или еще по какой-либо причине. Однако дальнейшее развитие аварии или сочетание одновременно происшедших аварий может проходить различными путями. Вероятность развития аварии по какому-либо определенному пути зависит от работы и технических характеристик оборудования и автоматических систем. Полная оценка степени безопасности реактора должна учитывать все возможные аварийные ситуации с их вероятностями и последствиями.
Поведение систем АЭС в период аварии и вероятность развития аварии по тому или иному пути определяются опытом эксплуатации с идентичным или сходным оборудованием. Как правило, необходимо рассматривать возможное запаздывание или частичный отказ в работе системы аварийной защиты, возможную задержку подключения вспомогательных источников электроэнергии, вероятность поломки оборудования на какой-либо стадии развития аварии, возможные неправильные действия обслуживающего персонала.
Вероятность выхода из строя систем аварийной защиты и электропитания ответственных потребителей АЭС (например, ГЦН) определяется надежностью работы отдельных элементов оборудования этих систем, т. е. распределительных устройств, трансформаторов, запасных источников питания, реле и пр.

Вероятность нарушения целостности оборудования в результате конструкционных повреждений зависит от количества единиц оборудования и протяженности трубопроводов в технологических системах реакторной установки и от количества потенциально опасных мест и узлов (сварных швов, гибов трубопроводов и др.).
Современный подход к проблеме безопасности требует обеспечения безопасности АЭС, как правило, на нескольких уровнях. На первом уровне должна быть гарантирована безусловная безопасность при нормальной эксплуатации АЭС. Второй уровень предусматривает обеспечение безопасности в случае, если несмотря на меры, предпринимаемые на первом уровне, какая-либо система все же выйдет из строя. На третьем уровне предусматриваются специальные меры на случай маловероятных, но имеющих крайне неблагоприятные последствия аварий, например аварии с утечкой теплоносителя 1-го контура ВВЭР.
При таком подходе безопасность АЭС обеспечивается в результате качественного изготовления и монтажа оборудования и систем нормальной эксплуатации, наблюдения и периодического контроля за состоянием оборудования в ходе эксплуатации, правильной эксплуатации электростанции, выполнения комплекса профилактических противоаварийных мер по всем системам электростанции, наличия на АЭС эффективных и надежных предохранительных и защитных устройств, а также разработкой и осуществлением специальных противоаварийных мероприятий на территории АЭС и на окружающей местности [147].     
В 1982 г. были утверждены новые «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82)», являющиеся основным регламентирующим документом по аспектам безопасности, связанным с ионизирующими излучениями и радиоактивными веществами на АЭС [148]. Государственный надзор за безопасностью АЭС возложен в настоящее время на Государственный Комитет при Совете Министров СССР — Госатомэнергонадзор.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети