2020-01-14
120
Обращение с ядерным топливом до его загрузки и после его выгрузки из активной зоны РУ организовано таким образом, что возможность возникновения цепной реакции деления исключена.
Технологическими средствами, обеспечивающими ядерную безопасность РУ, являются:
· использование свойств внутренней самозащищенности реакторной установки;
· использование систем безопасности, спроектированных с использованием принципа единичного отказа, разнообразия, резервирования и физического разделения.
Ядерная безопасность при выдержке ОЯТ в БВ технологически обеспечивается за счет:
· исключения самопроизвольной цепной реакции деления в БВ в любых ситуациях в основном за счет размещения тепловыделяющих сборок (ТВС) в ячейках хранения (стеллажах) с безопасным шагом;
· применения эффективных неизвлекаемых гетерогенных поглотителей нейтронов, гарантирующих ядерную безопасность БВ в случае кипения воды;
· использования гомогенного поглотителя в воде БВ, дающим дополнительную гарантию ядерной безопасности;
|
|
|
· конструктивного обеспечения устойчивости систем и оборудования БВ к внешним воздействиям;
· резервирования системы охлаждения БВ;
· оснащения БВ системами безопасности (аварийная подпитка БВ спринлерными насосами из баков запаса борного концентрата), предназначенными для предупреждения аварий и ограничения их последствий.
5.2.3 К организационным средствам, обеспечивающим ядерную безопасность, относятся:
· использование апробированной инженерно-технической практики;
· соблюдение норм, правил и стандартов ядерной и радиационной безопасности, а также соблюдения требований проекта АЭС;
· наличие необходимой эксплуатационной документации;
· выполнение всех работ со свежим и отработанным ядерным топливом по утвержденному плану;
· соблюдение и совершенствование культуры безопасности;
· использование системы управления качеством на всех этапе жизненного цикла ядерной энергетической установки;
· обеспечение соответствующей квалификации персонала;
· учет опыта эксплуатации.
Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию энергоблока, является технологический регламент, который содержит правила и основные приемы безопасной эксплуатации энергоблока, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью энергоблока, а также пределы и условия безопасной эксплуатации. Указанные регламенты для энергоблоков №3,4 ХАЭС будут разработаны после стадии «проект» на основании проектной документации и отчета по анализу безопасности.
Радиационная безопасность
5.3.1 Согласно [18], базовая цель безопасности (п.5.2.1) по радиологическим аспектам достигается непревышением установленных санитарными нормами пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. При этом необходимо обеспечить условия, чтобы указанное радиационное воздействие находилось на минимально возможном уровне с учётом экономических и социальных факторов.
|
|
|
5.3.2 В дополнение к технологическим и организационным средствам обеспечения ядерной безопасности (п.5.2), радиационная безопасность обеспечивается также:
· использованием концепции глубокоэшелонированной защиты;
· высокой надежностью оборудования, в том числе усовершенствованного с учетом опыта эксплуатации АЭС при внедрении альтернативных решений, проверенных эксплуатацией ядерных энергетических установок различного типа с предотвращением имевших место отказов;
· низкой частотой исходных событий, нарушающих нормальную эксплуатацию;
· снижением вероятности «тяжелого» повреждения активной зоны реактора до уровня 5х10-6 год-1 [12];
· снижением вероятности возникновения предельного аварийного выброса за пределы энергоблока (выброса, при превышении которого следует проводить мероприятия по эвакуации населения за пределы выбранной зоны), до уровня 10-7 год-1 [12];
· повышением резервов времени для персонала по управлению запроектными авариями, в течение которого обеспечены проектные характеристики защитных барьеров;
· защитой от отказов по общей причине и ошибок персонала и др.
Концепция глубокоэшелонированной защиты, реализуемая в проекте РУ В-392, основана на применении системы последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в окружающую среду и системе технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, опирающейся на уровни защиты.
Система физических барьеров включает в себя следующие элементы:
· топливную матрицу;
· оболочку твэл;
· границу контура теплоносителя реактора;
· герметичное ограждение реакторной установки и биологическую защиту.
Система технических и организационных мер образует пять уровней глубокоэшелонированной защиты:
· уровень 1 (создание условий, предотвращающих нарушения нормальной эксплуатации):
- оценка и выбор площадки, пригодной для размещения АЭС;
- разработка проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней самозащищенности РУ;
- обеспечение требуемого качества систем (элементов) АЭС и выполняемых работ;
- эксплуатация АЭС в соответствии с требованиями нормативных документов, технологических регламентов и инструкций по эксплуатации;
- поддержание в исправном состоянии систем (элементов), важных для безопасности, путем своевременного определения дефектов, принятия профилактических мер, замены выработавшего ресурс оборудования и организации эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;
- подбор персонала и обеспечение необходимого уровня его квалификации для действий в условиях нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварийные ситуации и аварии;
- формирование культуры безопасности.
· уровень 2 (предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации):
- своевременное выявление отклонений от нормальной работы и их устранение;
- управление при нарушениях нормальной эксплуатации.
· уровень 3 (предотвращение аварий системами безопасности):
- предотвращение развития отказов оборудования и ошибок персонала в проектные аварии, а проектных аварий – в запроектные с применением систем безопасности;
|
|
|
- ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, путем удержания выделяющихся радиоактивных веществ локализующими системами безопасности.
· уровень 4 (управление запроектными авариями):
- предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий;
- защита герметичного ограждения от разрушения при запроектных авариях и поддержание его работоспособности;
- возвращение АЭС в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение ядерного топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах.
· уровень 5 (планирование мероприятий по защите персонала и населения):
- установление СЗЗ зоны и ЗН вокруг АЭС;
- подготовка и осуществление, при необходимости, планов мероприятий по защите персонала и населения.
