safety of nuclear power plant operation. lecture 5

www.iate.obninsk.ru

Самохин Д.С., к.т.н., Заведующий кафедрой “Расчет и конструирование реакторов АЭС” (РКР АЭС) www.samokhin.ucoz.ru

1

Безопасность эксплуатации АЭС.

Критерии безопасности и оценка риска.

Часть №5

www.iate.obninsk.ru

Лекция №5. Обеспечение безопасной работы ЯЭУ

Содержание.

1 Общие требования нормативных документов

2

3

4

5

6

Классификация РУ по некоторым признакам

Требования к системам воздействия на реактивность

3

Специфика критических стендов и РУ

Литература

www.iate.obninsk.ru

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

НОРМАТИВНЫХ

ДОКУМЕНТОВ 1

3

1. Ключевые показатели безопасности.

2. Специальные требования ПБЯ предъяемые к аппаратуре и приборам.

www.iate.obninsk.ru

Общие требования нормативных документов

Поскольку самыми страшными результатами аварий на реакторных установках

являются повреждение активной зоны и/или р/а выброс сверх допустимых

пределов, то в ОПБ-88/97 оговорены верхние пределы для вероятностей этих

неприятных событий:

- «следует стремиться к тому, чтобы оценочное значение вероятности тяжелого

повреждения или расплавления при запроектных авариях активной зоны не

превышало 10-5 на реактор в год»;

-«следует стремиться к тому, чтобы оценочное значение вероятности

предельного аварийного выброса не превышало 10-7 на реактор в год».

4

Исходя из каких соображений получены эти цифры?

www.iate.obninsk.ru


Другими словами, в нормативный документ внесены вероятностные

категории, которые служат некоторым мерилом уровня безопасности АС.

5

Исходя из каких соображений получены эти цифры

10-5 1/(реакт*лет) и 10-7 1/(реакт*лет)?

www.iate.obninsk.ru


Специальные требования (ПБЯ) предъявляют к аппаратуре и приборам:

1) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля нейтронной мощности;

2) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля скорости нарастания мощности (периода);

3) если в работе менее 3 каналов контроля мощности и периода, то должен быть выработан сигнал АЗ;

4) логика СУЗ и АЗ работает по мажоритарной схеме 2 из 3;

5) диапазоны контроля мощности (ДИ, ДП, ДМ) должны перекрываться между собой не менее чем на порядок.

6

www.iate.obninsk.ru

КЛАССИФИКАЦИЯ РУ

ПО НЕКОТОРЫМ

ПРИЗНАКАМ 2

7

В ПБЯ основные требования (в том числе количественные) выдвигаются на устройства контроля параметров и воздействия на реактивность РУ. Некоторые из них являются общими для всех РУ, но есть и различия, связанные со спецификой соответствующих типов РУ.

Какие признаки?

1. Назначение

2. Возможность доступа людей

3. Знание характеристик зоны

www.iate.obninsk.ru


Назначение. С одной стороны – критические стенды, не требующие охлаждения активной зоны, не накапливающие продукты деления в заметных количествах и не требующие съема остаточного тепловыделения; с другой – исследовательские реакторы, которые уже требуют организации охлаждения активной зоны, накапливающие заметное количество р/а продуктов и требующие съема остаточного тепловыделения; с третьей – мощные энергетические реакторы, накапливающие такое количество тепла, р/а продуктов и других видов потенциальных опасностей, что крупная авария на АС может стать национальной катастрофой (как авария на TMI, ЧАЭС или Fukushima).

8

www.iate.obninsk.ru


Возможность доступа людей к активной зоне.

С одной стороны , когда реактор на АС и ИР закрыт для непосредственного доступа, работает на номинальной мощности (это его назначение) от пуска до останова на ППР;

с другой – когда реактор на КС используется для исследования его собственных характеристик и персонал регулярно производит перегрузки активной зоны, перестановки аппаратуры и другие манипуляции в непосредственной близости от активной зоны. При этом режимы работы реактора могут быть самыми разными: пуски и остановы, перемены уровня мощности, внесение различных возмущений в реактор, например, импульсным источником нейтронов, осцилляциями реактивности и т.п.

9

www.iate.obninsk.ru


Знание физических характеристик активной зоны.

С одной стороны, когда, как на АС, реактор имеет штатную, многократно проверенную загрузку;

с другой – как на ИР и КС, загрузки разные и эффекты от экспериментальных устройств (на ИР) и экспериментальных загрузок (на КС) как раз и являются предметом изучения.

10

www.iate.obninsk.ru

ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМАМ

ВОЗДЕЙСТВИЯ НА

РЕАКТИВНОСТЬ 3

11

www.iate.obninsk.ru


1. Никакие операции с реактором, могущие привести к росту коэффициента размножения, нельзя производить, если реактор незащищен.

Следовательно, возникает общее требование: ЗАПРЕЩЕНО производить какие-либо операции с реактором, если органы АЗ не взведены.

12

www.iate.obninsk.ru


2. Необходимо быть уверенным в защите реактора Следовательно, возникают общие требования.

2.1 AЗ должна быть сконструирована так, чтобы начатое защитное действие она доводила до конца.

2.2 Должно быть, как минимум, две независимых системы останова, (элементное резервирование).

2.3 Защищать реактор необходимо, как минимум, по двум параметрам (функциональное резервирование):

- по превышению уставки по мощности;

- по превышению уставки по скорости нарастания мощности.

2.4 AЗ должна быть такой, чтобы даже при возникновении отказа в ней самой она была способна выполнить защитную функцию (принцип «безопасность при отказе»).

2.5 AЗ должна быть такой, чтобы срабатывала даже при отсутствии источников энергии (при обесточивании)

2.6 Органы AЗ должны иметь такую конструкцию, чтобы могли срабатывать из любого промежуточного положения

2.7 Ни на каком участке ввода органов AЗ в реактор не должна вноситься положительная реактивность

13

www.iate.obninsk.ru


3. Самое страшное, что может произойти с реактором, –

разгон на мгновенных нейтронах. Это может случиться, если в реакторе реализуется мгновенная надкритичность − реактивность, превышающая .

Следовательно, возникает общее требование:

3.1 эффективность AЗ без одной наиболее эффективной группы должна быть такой, чтобы погасить непредусмотренный рост мощности в такой степени, в какой это требуется, чтобы защитить реактор и/или персонал.

3.2 если вносимая реактивность <0.7 , то ее можно вводить непрерывно со скоростью не более 0.07 /сек.;

3.3 если вносимая реактивность ≥0.7 , то ее можно вводить только шагами не более, чем по 0.3 , причем каждый шаг должен инициироваться человеком с выдержкой по времени 20-100 сек. для затухания переходных процессов. Ограничения на скорость ввода в пределах шага прежние.

Для разных типов реакторов количественные требования к эффективности AЗ разные и будут обсуждены позже.

14

www.iate.obninsk.ru


4. ЗАПРЕЩЕНО производить изменение реактивности в процессе работы с

реактором двумя и более способами одновременно (даже в безопасную

сторону).

15

www.iate.obninsk.ru

СПЕЦИФИКА КРИТИЧЕСКИХ

СТЕНДОВ И РЕАКТОРНЫХ

УСТАНОВОК 4

16

1. Специфика критических стендов

2. Специфика исследовательских и энергетических реакторных установок (РУ).

3. Комплекс быстрых физических стендов БФС-1 и БФС-2.

www.iate.obninsk.ru


Специфика критических стендов

- Активные зоны могут быть недостаточно изучены и физические эффекты от манипуляций с ними могут быть недостаточно известны.

- В боксах критических стендов постоянно ведутся какие-либо работы по изменению состава активных зон, установке или перестановке систем регистрации параметров и другого оборудования, т.е. нахождение персонала в боксах критических стендов – рядовое, более того, необходимое явление.

СЛЕДОВАТЕЛЬНО

Запрещено во время эксперимента заходить в бокс (должна быть предусмотрена блокировка на двери), если AЗ не взведена в рабочее положение, т.к. это последний барьер защиты человека, непосредственно контактирующего с элементами активной зоны.

Работы персонала по обслуживанию оборудования непосредственно на критсборке должны проводиться только в подкритическом состоянии и не менее чем двумя сотрудниками.

17

www.iate.obninsk.ru


Специфика критических стендов

- Поскольку главная ценность – человек, то при аварии необходимо, прежде всего, защищать персонал и только потом установку.


Скорость ввода органов AЗ в активную зону должна быть максимально возможной, и ограничена снизу: не более, чем за 1 сек.

органы A3 должны срабатывать по сигналу от любого канала аварийной защиты

18

www.iate.obninsk.ru


Специфика исследовательских и энергетических РУ

- Требуют организации охлаждения активной зоны.

- При работе реактора персонал не находится в непосредственном контакте с активной зоной, т.е. прежде всего необходимо защищать реактор, а потом людей.


требования на логику срабатывания AЗ мягче по сравнению с требованиями для критстендов, а именно, AЗ может срабатывать по мажоритарной логике, т.е., например, по логике «2 из 3-х».

В этом случае существенно уменьшается вероятность ложных срабатываний, например, из-за отказов в самой системе AЗ, т.е. повышается экономичность использования установки и меньше возникает неоправданных переходных режимов и тепломеханических нагрузок на оборудование.

19

www.iate.obninsk.ru



- слишком быстрое снижение мощности реактора по сигналу AЗ может привести к

повреждению активной зоны из-за чрезмерных тепломеханических нагрузок


количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов AЗ должны быть обоснованы в проекте, где должно быть показано, что AЗ способна

- не допускать повреждения твэлов сверх допустимых пределов;

- приводить реактор в подкритическое состояние, когда это потребуется.

20

www.iate.obninsk.ru



- причиной необходимости срабатывания AЗ могут служить неполадки в тепломеханическом оборудовании


в проекте должно быть показано, какого объема и как должна быть организована система технологических защит в дополнение к обязательным защитам по мощности и скорости ее нарастания

21

www.iate.obninsk.ru


Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И.Лейпунского. Комплекс быстрых физических стендов БФС-1 и БФС-2

22 По данным к.т.н. Жукова Александра Максимовича BFS-2

www.iate.obninsk.ru


The BFS-2 critical facility was designed in the IPPE for the full-

size simulation of cores and shielding of large fast reactors

with a unit power up to 3000 MWe. It was put into operation in

October 1969.

About 10.000 tubes are installed inside of the vessel with an

effective diameter ~ 5 meters and a height ~ 3.3 meters.

They are made of stainless steel, also aluminium one are

available. Their outside diameter is 50 mm and the wall thickness

is 1mm. The hexagonal lattice pitch of the grid is 51 mm.

The space between the tubes can be filled with round or

triangular stainless steel, Al or polythene sticks. For carrying out

calibration measurements in the thermal spectrum of neutrons,

the critical facility is equipped with the graphite column .

23 По данным к.т.н. Жукова Александра Максимовича

www.iate.obninsk.ru


The BFS-1 facility designed in the IPPE for the full-scale

simulation of cores and shielding of small and medium fast

reactors with a unit power up to 1000 MWe, and mostly use for the

benchmark investigations. BFS-1 stand was put into operation

in June 1961. The reactor vessel of BFS-1 facility with inner

diameter 2000 mm, 2600 mm high . About 1200 tubes are

installed inside of the vessel. They are made of stainless steel or

from aluminium. The parameters of the tubes are quite the same

as for BFS-2 except more shorter length 2280 mm.

24 По данным к.т.н. Жукова Александра Максимовича

www.iate.obninsk.ru


25 По данным к.т.н. Жукова Александра Максимовича BFS

At the BFS facilities there are the large amount of fissile materials (metal and dioxide of uranium 36% and 90% enrichments, weapon and reactor grade metal plutonium, about 8 tons), about 280 tons

of fertile materials, 120 tons of structural materials (stainless steel, Al, Ni, Nb, Zr, C, B4C, Al2O3..) and 9 tons of coolant materials (sodium, lead). All the reactor materials are in form of pellets with diameter 47 mm and 10-0.1mm thickness. The pellets some of the

reactor materials covered by Al or SS. The space between the tubes can be filled with round or

triangular stainless steel, Al or polythene sticks.

www.iate.obninsk.ru

ЛИТЕРАТУРА 5

26

1. Волков Ю.В. Надежность и безопасность ЯЭУ: учеб. пособие по курсу «Надежность и безопасность ЯЭУ» / Ю.В. Волков, О.Б. Дугинов, Д.А. Клинов – Обнинск : ИАТЭ, 2005. (страницы 42-45).

2. Украинцев В.Ф. Физический пуск реактора. Методическое пособие. (страница 9) [http://samokhin.ucoz.ru/load/1-1-0-8]

3. Сайт АО ГНЦ РФ-ФЭИ имени А.И.Лейпунского [http://www.ippe.ru/]

safety of nuclear power plant operation. lecture 5

Education