С точки зрения структурной организации АЭС представляет собой хорошо структурированную иерархическую систему. Верхний уровень этой иерархии составляют технологические системы, обладающие функциональной целостностью и способные самостоятельно выполнять некоторую функцию. Примерами таких систем являются реактор, парогенератор (ПГ), турбогенератор (ТГ), главные циркуляционные насосы (ГЦН), система подпитки первого контура, обеспечивающая первый контур достаточным количеством теплоносителя, СУЗ и более 50 других основных систем (всего энергоблок может содержать до 130 систем). Технологические системы, в свою очередь, включают в себя конструкционно связанные между собой элементы - оборудование, трубопроводы, арматуру и др. Эти элементы могут быть достаточно простыми, но могут иметь и весьма сложную внутреннюю организацию. Количество единиц отдельного оборудования измеряется в десятках тысяч.
Технологические системы АЭС принято разделять по назначению: системы нормальной эксплуатации, системы контроля и управления, системы безопасности; и по влиянию на безопасность АЭС: системы, важные для безопасности (системы, повреждения или отказы которых являются исходными событиями аварий), и остальные, не влияющие на безопасность.
В [31] дается классификация технологических систем по месту их расположения и роли для работы многоблочной АЭС. В соответствии с ней системы подразделяются на:
общестанционные, обслуживающие все ЭВ АЭС (например, схема выдачи мощности в энергосистему, компрессорная и азотно-кислородная станция и др.);
станционные, предназначенные для обслуживания части энергоблока (например, системы, общие для двух и более блоков, входящих в одну очередь - спецводоочистка, вентиляция и др.);
блочные, состояние которых определяет возможность работы одного энергоблока на мощности (к таким системам относится все основное оборудование блока - реактор, ПГ, ТГ, ГЦН и др.);
внутриблочные, от состояния которых должна изменяться мощность блока (эти системы выделяются во втором контуре блоков ВВЭР-440 с двумя турбинами).
Еще два признака классификации технологических систем - функциональность и управляемость рассматриваются в монографии [72]. С позиций функциональности выделяются системы, выполняющие одну технологическую функцию, и многофункциональные системы. С точки зрения управляемости системы подразделяются на «классические» технологические системы, имеющие в своем составе исполнительные механизмы, и «информационные» системы, не содержащие исполнительных механизмов и, следовательно, не являющиеся ТОУ (например, главные циркуляционные трубопроводы).
Эксплуатационные режимы и состояния АЭС. Рассмотрим более подробно процесс функционирования АЭС. Характеризуя Жизненный цикл и работу АЭС, принято говорить об эксплуатационных состояниях и режимах эксплуатации. Согласно [62], АЭС или отдельные ЭВ АЭС могут находиться в следующих основных эксплуатационных состояниях:
- использование (применение) по назначению (пуски, работа на различных уровнях мощности, переходные процессы, связанные с изменением нагрузки, плановые остановки);
- различные виды технического обслуживания (ТО) и ремонта (предупредительное ТО (оперативное обслуживание), периодическое ТО (осмотр, мелкий ремонт, регулировка, профилактика), ремонт - текущий (несложные работы, устранение незначительных повреждений), средний, капитальный);
- диагностирование;
- периодические и специальные испытания;
- готовность к применению;
- хранение;
- модернизация и реконструкция;
- ожидание поступления оборудования.
Процесс функционирования ЭБ АЭС принято характеризовать следующими режимами эксплуатации [17, 62]:
стояночные режимы, при которых выполняются перегрузки топлива, ремонты, холодный и горячий разогрев;
пусковые режимы - первый пуск после ввода в эксплуатацию; пуски после частичных или полных перегрузок топлива; пуск после плановой остановки реактора без перегрузки топлива; пуск после аварийной остановки;
режимы выработки электроэнергии для выдачи в сеть и на собственные нужды (базовыми считаются режимы, при которых АЭС работают на 80—100% номинальной мощности; продолжительность непрерывной работы энергоблока в этих режимах может составлять от нескольких дней до нескольких месяцев);
режимы остановки - нормальной (плановой или внеплановой, с расхолаживанием и без расхолаживания) остановки реактора оператором путем постепенного введения стержней-поглотителей в активную зону; аварийной остановки оператором; автоматической остановки системой аварийной защиты реактора (АЗ);
режимы расхолаживания - нормального или аварийного.
Режим эксплуатации ЭБ АЭС непосредственно зависит от режимов, в которых эксплуатируется основное оборудование. Для реактора, например, характерны следующие режимы эксплуатации: остановленный реактор, пуск реактора, регулируемый разгон реактора, работа реактора, остановка реактора.
Перечисленные режимы можно классифицировать по характеру изменения технологического процесса и его соответствию существующим нормам эксплуатации. По характеру изменения процесса режимы разделяются на:
стационарные (установившиеся, статические), характеризующиеся отклонением тепловой мощности от текущего значения не более чем на ±2% в течение не менее 24 ч работы реактора на энергетическом уровне мощности;
нестационарные (переходные, динамические) - остальные режимы, связанные с изменением мощности по различным причинам (примеры переходных режимов: плановые остановки энергоблока, начиная со снижения электрической мощности до перехода на расхолаживание; плановые пуски энергоблока, начиная с гидроиспытания до набора полной электрической мощности; плановые и неплановые разгрузки энергоблока, а также подъемы мощности после разгрузки; аварийные сбросы нагрузки, включая полное отключение энергоблока, а также пусковые (нагрузочные) операции после аварийных сбросов нагрузки).
С точки зрения норм эксплуатации режимы делятся на: нормальные, к которым относится стационарная работа на мощности, операции пуска, плановые изменения режима;
аварийные, связанные с нарушениями в работе.
Общее число нормальных режимов сравнительно невелико, они хорошо описаны и четко регламентированы эксплуатационной документацией. Аварийные режимы, наоборот, весьма многочисленны, разнообразны и далеко не всегда заранее предусмотрены проектом. Оценка количества аварийных режимов дана в докладе Расмуссена (см. [87, с. 49]), в котором для АЭС с реактором типа ВВЭР говорится о 130 тыс. гипотетических инцидентов, из которых 650 имеют физический смысл. Реально же в эксплуатационной документации обсуждаются несколько десятков (40-70) аварийных ситуаций, связанных с отказами оборудования и внешними событиями, приводящими к следующим явлениям (полный перечень аварийных ситуаций на примере ЭБ АЭС с ВВЭР приведен в Приложении 2):
прекращение или сокращение расхода теплоносителя через активную зону реактора (прекращение принудительной циркуляции в первом контуре);
освобождение или незапланированное изменение реактивности (выброс из активной зоны органов регулирования, недопустимая скорость возрастания реактивности);
потеря теплоносителя и течи на оборудовании и трубопроводах главных контуров циркуляции теплоносителя;
потеря электропитания (обесточивание) собственных нужд АЭС; нарушение герметичности оболочек твэлов;
прекращение теплоотвода ко второму контуру и повреждение главных паровых трубопроводов;
непредвиденные сбросы и набросы электрической нагрузки в сети.
Согласно существующим классификациям [20] аварийные режимы принято разделять по характеру, по обеспеченности средствами ликвидации, по тяжести последствий и опасности.
По характеру авария на АЭС может быть ядерной и неядерной. Ядерная авария - это авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации. Ядерную аварию можно обнаружить по внезапному быстротечному увеличению концентрации радиоактивных нуклидов в реакторных помещениях, появлению продуктов деления в теплоносителе, повышению активности сред второго контура, выбросу радиоактивных веществ в атмосферу [79]. При наличии радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду ядерная авария перерастает в радиационную. По масштабности различают три вида радиационных аварий: локальные (в пределах отдельных помещений и сооружений станции), местные (в пределах санитарно-защитной зоны АЭС) и общие (за границами санитарно-защитной зоны).
Исходя из обеспеченности средствами ликвидации, различают следующие виды аварий:
проектная авария - авария, для которой проектом АЭС определены исходные события и предусмотрены системы безопасности и другие технические средства, обеспечивающие ограничение ее последствий в рамках, установленных для таких аварий пределов, называемых проектными пределами аварий (примером максимальной проектной аварии служит мгновенный разрыв трубопровода первого контура с беспрепятственным истечением теплоносителя и обезвоживанием активной зоны [79]);
запроектная авария - авария, вызванная исходными событиями, не учитываемыми для проектных аварий, или сопровождающаяся дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами систем безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны (существуют шесть уровней тяжести за- проектной аварии - от потери охлаждения активной зоны до выброса радиоактивных материалов в окружающую среду).
Для измерения тяжести аварий экспертами Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) и агентства по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (АЯЭ ОЭСР) разработана специальная шкала [20]. Согласно ей, события, несущественные с точки зрения безопасности, классифицируются уровнем 0 (ниже шкалы) и называются отклонениями, нижние уровни (1-3) называются инцидентами (происшествиями), а верхние (4-7) - авариями (табл. 2.3).
Таблица 2.3. Международная шкала ядерных событий (INES) [20]
Уровень (события) | Последствия вне площадки АЭС | Последствия на площадке АЭС |
| - | Значительное распространение радиоактивных веществ; облучение персонала за пределами допустимой дозы |
3 (серьезный инцидент) | Пренебрежительно малый выброс: облучение населения ниже допустимого предела | Серьезное распространение радиоактивных веществ; облучение персонала с серьезными последствиями |
| Минимальный выброс: облучение населения в пределах допустимой дозы | Серьезное повреждение активной зоны и физических барьеров; облучение персонала с летальным исходом |
6 (серьезная авария) | Значительный выброс: требуется полномасштабное применение плановых мероприятий по восстановлению | — |
7 (тяжелая авария) | Сильный выброс: тяжелые последствия для здоровья населения и для окружающей среды |
|
Классификация и соотношение режимов эксплуатации АЭС с точки зрения их опасности показаны на рис. 2.9. Нормальный режим предполагает нахождение значений технологических параметров на заданном (номинальном) уровне. Если отклонения параметров превысили некоторую величину, установленную для данного режима (уставку), то срабатывают технологические защиты и блокировки. В этом случае говорят о нарушении эксплуатационных пределов, которое само по себе не является опасным.
Рис. 2.9. Пределы эксплуатации АЭС
Однако, если отклонения параметров будут и далее возрастать, то это может привести к опасным нарушениям и последствиям, связанным с выходом радиоактивных продуктов и излучений за предусмотренные границы. Чтобы этого не произошло, по мере приближения параметров к пределам безопасной эксплуатации срабатывают системы безопасности, предназначенные для предотвращения и ослабления последствий аварий. Превышение же параметрами пределов безопасной эксплуатации может привести к проектной (предусмотренной проектом) или запроектной аварии.
