• ПРЕДОТВРАТЯВАНЕ ИЗХВЪРЛЯНЕТО НА РАДИОАКТИВНИ ПРОДУКТИ
  • Бариери
  • Фиг. 1

  • Скачать 270.73 Kb.


    Дата25.05.2017
    Размер270.73 Kb.

    Скачать 270.73 Kb.

    Разработване на ръководство за управление на тежки аварии за и блок на аец “козлодуй”






    Международен ядрен форум
    “АТОМНА ЕНЕРГЕТИКА И ЕКОЛОГИЯ”


    АВАРИЙНИ ИНСТРУКЦИИ НА 3 И 4 БЛОК НА АЕЦ “КОЗЛОДУЙ” – СЪСТОЯНИЕ И РАЗВИТИЕ

    д-р инж. Стоян Калчев

    инж. Пламен Василев

    “АЕЦ Kозлодуй”- ЕАД

    Варна, 2-4 Юни 2006
    Анотация
    Ядрената безопасност “ е състоянието и способността на ядреното съоръжение и на неговите системи и персонал да предотврати неконтролируема верижна реакция на делене или недопустимо освобождаване на радиоактивни вещества или йонизиращи лъчения в работната или околната среда, предотвратяване на инциденти и аварии и ограничаване на последствията от тях

    ЗБИЯЕ
    Основен дял в осигуряване на ядрената безопасност в АЕЦ са правилните действия на персонала при нормална експлоатация и аварийни състояния. Докато при нормална експлоатация операторите извършват предварително планирани и относително често повтарящи се действия, то при ликвидиране на аварии персонала се сблъсква с необходимостта да се ориентира в бързо променяща се обстановка и да взема решения при условия на недостиг от време.

    За осигуряване на системен подход при диагностициране на аварийни състояния на блока и предприемане на коригиращи (възстановителни) действия при широк спектър от събития и последователности от събития, както и за намаляване на последствията от надпроектни и тежки аварии в АЕЦ “Козлодуй” –ЕП-1 се преминава към качествено нов тип аварийни инструкции.

    Новите аварийни инструкции са разработени като два пакета документи: Симптомно-ориентирани аварийни инструкции (СОАИ) и ръководство за управление на тежки аварии (РУТА). Съвместно те обхващат дейностите от диагностициране на възникнало аварийно състояние, действия по оптимално и функционално възстановяване до управлението на тежки аварии.

    СОАИ са разработени с използването на вече утвърдения подход на Westinghouse, като прилагането му отчита особеностите на реактори ВВЕР и различията между тези реактори и PWR.

    Пакета СОАИ включва:


    • Базови ръководни документи;

    • 33 инструкции за оптимално и функционално възстановяване;

    • Дърветата на състоянията на Критичните Функции на Безопасност (КФБ);

    • технически обосновки на СОАИ и дърветата на състояние;

    За разработването и въвеждането на СОАИ бяха проведени над 80 термохидравлични анализи, използвайки обобщаващ, реалистичен подход, за доказване на правилността на основните и алтернативни операторски действия, заложени в инструкциите, както и вероятностен анализ на безопасността за целите на СОАИ.
    За управление на аварии, които предизвикват значително повреждане на активната зона бе разработено Ръководство за управление на тежки аварии. РУТА представлява набор от процедури, съдържащи инструкции за действия на операторите, насочени към изпълнение на целите на управлението на подобна авария.

    Създаването на РУТА включва няколко основни етапа:



    • Изследване на феномените (явленията) при тежка авария, имащи място при конкретния проект на блока и определяне на предизвикателствата към защитната обвивка на реактора, задържаща разпространението на радиоактивни продукти в околната среда.

    • Разработване на РУТА за операторите на БЩУ и екипа в Центъра за управление на аварията.

    • Разработване на техническите обосновки на РУТА с използване на резултатите от изследване на феномените.

    • Верификация на РУТА.

    Традиционно при експлоатацията на атомни централи, най-напред е бил осъзнат и оценен риска по време на експлоатация на пълна мощност. За тази мощност са направени много детерминистгични и вероятностни анализи, разработени са пълен комплект аварийни инструкции. Постепенно е осъзнато, че риска от експлоатация на реакторите по време на пускане, спиране и престой, може да бъде сравним и даже по-голям от този за пълна мощност. Няколко са по-важните причини за това, като например, въвеждането в работа на оборудване, което до момента е било в режим изчакване и обикновено има по-голяма честота на отказите, неналичност на канал (канали), липсата на операторска рутина, защото някои операции се извършват обикновено еднократно за годината. Но най-важната причина е, че липсват подробни аварийни инструкции, каквито има за пълна мощност. Тяхното използване рязко намалява вероятността от човешки грешки по време на аномални или аварийни режими.

    Затова за 3 и 4 блок в АЕЦ “Козлодуй” ЕАД са разработени и са в процес на верификация СОАИ за ниска мощност, като този комплект инструкции обхваща всички състояния на реакторната установка.


    1. Въведение

    Безопасността и надеждността на атомните електроцентрали се осигурява чрез съчетание на два основни фактора – машинен и човешки.

    Машинният фактор е функция на надеждността на оборудването, автоматичното управление на технологичните процеси, защитните системи и системите за безопасност.

    Човешкият фактор е функция на многообразието на дейности, извършвани за времето на експлоатация на атомната електроцентрала. Изключително важна роля в това многообразие на човешки дейности има оперативното управление на атомно – енергийните блокове. Задълженията и отговорностите на операторите при експлоатация на централата могат да бъдат разделени на три части, в зависимост от състоянието на блока (цялата централа):



    • нормална експлоатация;

    • отклонение от нормална експлоатация;

    • аварийна ситуация.

    При нормална експлоатация ролята на операторите е да поддържат или променят състоянието на блока така, че по най-ефективен начин да се произвежда електроенергия. Промените в състоянието на блока (централата) по количество и по продължителност във времето са разрешени или ограничени от Технологичния регламент, който гарантира безопасната експлоатация на централата.

    При отклонение от нормална експлоатация операторите трябва да са в състояние да анализират и определят чрез сигнализацията и показанията на контролно-измервателните прибори на БЩУ възникналото събитие. В зависимост от важността и сериозността на това събитие по отношение на безопасността на блока (централата) или технологичния процес, съществува широк спектър от реакции на блока. Операторите са длъжни да извършат правилна диагностика на състоянието и да предприемат коригиращи действия, насочени към ограничаване на изменението на параметрите преди достигане на експлоатационните граници, когато сработват защитните системи. След това операторите трябва да приведат технологичните параметри и оборудването в съответствие с Технологичния регламент.

    Аварийна ситуация е преходен процес, при който изменението на параметрите достигат стойностите на сработване на защитните системи. Развитието на аварията поставя на изпитание уменията на операторите за нейното управление, защото в този случай те са подложени на голямо психическо напрежение, а в много случаи и на силен стрес. Затова е много важно развитието на всички вероятни аварии да бъде предварително анализирано и операторите да имат на разположение удобни за използване инструкции за тяхното ликвидиране.

    За преминаване към качествено нов тип аварийни инструкции в електропроизводство-1 на АЕЦ “КОЗЛОДУЙ”- ЕАД за 3 и 4 блок са разработени Симптомно-ориентирани аварийни инструкции (СОАИ). Възприетият подход съответства на подхода на Westinghouse, като методологичното ръководство по време на разработването се осъществява от PNNL – САЩ. Разработен е пакет от 33 инструкции за оптимално и функционално възстановяване. Следвайки подхода на Westinghouse, разработването на СОАИ отчита особеностите на реактори ВВЕР и различията между тези реактори и PWR.

    Оцновната цел на СОАИ е да минимизира вероятността за повреда на горивото и да даде указания на операторите за привеждане на блока в безопасно състояние при възникване на авария.

    Макар и с много малка вероятност, но в АЕЦ е възможно възникване на авария с повреда на горивото и нарушаване на бариерите възпрепятстрващи разпространението на радиоактивни вещества в околната среда. Този клас аварии се наричат - тежки и основната цел на операторите при вече възникнала такава авария е да запазят цялостта на последната бариера. Действията са насоченин към управление на процесите възникващи в авариралия блок и минимизиране на последствията. Тези действия са включени в Ръководство за управление на тежки аварии /РУТА/. Ръководството е в тясна взаимовръзка със съществуващите аварийни процедури /СОАИ/ като обхваща ниско вероятни събития с обхват по-голям от този на съществуващите аварийни процедури. При действия по управление на тежки авари се използват всички възможни средства –системи за нормална експлоатация, системи за безопасност, както и нещатни системи.

    През последните години въпросът с разработването и възможността за използване на РУТА се превърна в елемент, определящ нивото на ядрена безопасност на АЕЦ. В българското законодателство изискванията към РУТА са определени в Закона за безопасно използване на ядрената енергия (ЗБИЯЕ) и Наредба за осигуряване на безопасността на ядрените централи. Изискванията към РУТА са регламентирани в нормативните документи на IAEA - NS-R-1 и NS-G-1.2, като в настоящия момент се извършва от WENRA хармонизиране на законодателството на страните от Европейския Съюз с нормативната база на IAEA.

    В АЕЦ “КОЗЛОДУЙ”- ЕАД за 3 и 4 блок са разработени ръководства за управление на тежки аварии, като проекта е финансиран от ЕС по линията на PHARE.


    2. Съдържание на ръководството за аварийни операторски действия

    Ръководството за аварийни операторски действия се състои от предварително анализирани и разработени на базата на симптоми за състоянието на блока стратегии за действие при развитието на различни аварийни транзиенти. Тези симптомно-обосновани стратегии могат да бъдат разделени на два вида инструкции (ръководства за аварийни действия): инструкции за оптимално възстановяване и инструкции за функционално възстановяване на КФБ.



    Инструкции за оптимално възстановяване

    Философията на инструкциите за оптимално възстановяване се основава на постановката, че радиоактивните изхвърляния и повредите на оборудването могат да бъдат минимизирани чрез трансформиране на събитийно-ориентираната стратегия в такава, в която са заложени симптомите на аварийния транзиент и предварително анализираното крайно, оптимално и устойчиво състояние на блока след този транзиент. Симптомите на аварийните преходни процеси се проявяват вследствие на действието на много фактори като изходно състояние на блока, първопричина на събитието, последователност на събития по време на транзиента, действие на защитните системи, системите за безопасност и операторите. Взаимодействието на тези фактори прави всеки авариен транзиент уникален. Въпреки това, най-вероятните транзиенти проявяват такива характерни симптоми, които могат да се категоризират в четири базисни категории: неаварийна категория, когато е достигната границата на сработване на защитата на реактора, но не са достигнати границите на заработване на системите за безопасност и три аварийни категории, когато вследствие на иницииращото събитие е достигната границата на сработване на системите за безопасност. Тези четири категории са следните:



    • аварийно спиране на реактора (неаварийна категория);

    • загуба на топлоносител от 1 контур;

    • загуба на топлоносител от 2 контур;

    • теч на топлоносител от първи към втори контур (скъсване на тръбичка (тръбички) на ПГ).

    За всяка от тези категории могат да бъдат определени характерните симптоми и оптималното устойчиво състояние, при което се минимизират радиоактивните изхвърляния и повредите на оборудването. Например, при авария с голямо изтичане на топлоносител оптималното устойчиво състояние е продължителна рециркулация между 1 контур и резервоара за аварийно запълване (БАП), докато при скъсване на тръбичка на ПГ - студено състояние на реактора. Наслагването на събития може да доведе до симптоми, които са комбинации на четирите базисни категории. Въпреки това и такива транзиенти имат своето оптимално и устойчиво състояние. Например, при симптоми за скъсване на тръбичка на ПГ и загуба на топлоносител от 2 контур оптималното и устойчиво състояние е разхладен реактор.

    Инструкции за функционално възстановяване

    Философията на инструкциите за функционално възстановяване се основава на постановката, че радиоактивните изхвърляния могат да бъдат минимизирани в границиге на физическите бариери. Възстановителните действия са предназначени за привеждане на блока (централата) в безопасно състояние, при което КФБ са удовлетворени.

    Фундаменталната цел на ядрената безопасност е да се предотврати неконтролируемо изхвърляне на радиоактивни материали в околната среда. За осъществяване на тази цел е дефинирано понятието “защита в дълбочина”, което означава осигуряване на няколко бариери по пътя на разпространение на радиоактивните продукти. Основните бариери са обвивката на ТОЕ, границите на 1 контур и границите на херметичните помещения. В някои страни като допълнителна бариера се приема разстоянието до най-близкото населено място. За всяка от основните бариери съществува набор от функции, които трябва да бъдат поддържани за да се гарантира нейната цялост. За целите на симптомните, функционално насочени възстановителни стратегии този набор от функции се използва само тогава, когато реакторът трябва да бъде спрян по време на транзиента. Така формулирания пакет от функции се нарича Критични функции на безопасност (КФБ) и съдържа:


    • поддържане на подкритичност;

    • поддържане на охлаждане на активната зона;

    • поддържане на топлоотнемане от 1 контур;

    • поддържане на цялостност на 1 контур;

    • поддържане на цялостност на херметичните помещения;

    • поддържане на обема на топлоносителя в 1 контур.

    В зависимост от спецификата на конкретния блок, последната КФБ може да не се прилага. Цялостта на физическите бариери зависи от поддържането на определени КФБ в задоволително състояние. Тази взаимовръзка между бариери и КФБ е показана на Фиг. 1.

    ПРЕДОТВРАТЯВАНЕ ИЗХВЪРЛЯНЕТО НА РАДИОАКТИВНИ ПРОДУКТИ




    Бариери

    Цялостност на обвивката на ТОЕ

    Цялостност на границите на 1 контур

    Цялостност на херметичните помещения






    Подкритичност



    Цялостност на 1 контур

    КФБ

    Охлаждане на активната зона

    Цялостност на херметичните помещения



    Топлоотнемане от 1 контур

    Запълненост на 1 контур





    Фиг. 1


    Ръководството за Управление на Тежка Авария (РУТА)

    Ръководството представлява набор от процедури, съдържащи инструкции за действия на операторите в условията на тежка авария, както и ръководство, предназначено за екипа в Центъра за Управление на Аварията (ЦУА).

    Ръководството е създадено на базата на предварително установени група от аварийни стратегии, насочени към предотвратяване и/или намаляване на ефектите и последствията от тежка авария.

    Стъпките в РУТА са действия, осигуряващи реализиране на мерки за управление на аварията, предназначени за предотвратяване или забавяне във времето на повредата на активната зона и изхвърляне на радиоактивни продукти в околната среда. Тези действия се наричат превантивни мерки и представляват опити за запазване на бариерите срещу разпространяване на радиоактивните вещества.


    3. Използване на ръководството за аварийни операторски действия

    Анализът на аварийни събития показва, че за бързото привежда на блока в оптимално стабилно състояние е необходима симптомно-ориентирана възстановителна стратегия със събитийна насоченост. От друга страна, в случаи на наслагване на събития или откази на оборудване може да се стигне да такива състояния на блока или недостатъчност на технически средства, че за операторите да е невъзможно използването на събитийно-насочена възстановителна стратегия. Ръководството за аварийни операторски действия на Westinghouse използва двата вида стратегии: събитийно насочена за оптимално възстановяване и симптомно-ориентирана – за функционално възстановяване. Ръководството за функционално възстановяване е структурирано така, че да поддържа КФБ. По този начин инструкциите за функционално възстановяване осигуряват ръководство за постигане на оптимално стабилно състояние на блока, като се поддържат КФБ. В този смисъл, ръководството за функционално възстановяване поддържа събитийно - насочените стратегии. Това се постига с разработване на взаимосвързани функционално-насочени стратегии с допълнителна операторска диагностика и управляващи елементи. Те позволяват непрекъснат мониторинг на безопасното състояние на блока, докато операторите изпълняват събитийно-насочените инструкции. Диагностичният елемент е единствено мониторинг и не изисква операторски действия. Той се изпълнява от екип или отделен оператор, който е независим от основния операторски екип, участващ в управлението на аварията. Докато КФБ са в задоволително състояние безопасността на блока е гарантирана и не е необходимо изпълнение на функционално-свързаните инструкции. Само когато КФБ са нарушени се прекратяват действията по оптимално възстановяване и се преминава към изпълнение на инструкции по функционално възстановяване.

    Ръководството за оптимално възстановяване е организирано като пакет от четири базисни категории инструкции:


    • Категория 0 – неаварийна.

    Този категория включва входящата инструкция на ръководството, която започва да се изпълнява след аварийно спиране на реактора или активиране на системата за аварийно подпитаване на 1 контур. В нея се извършва диагнастика както на не-аварийните, така и на аварийните последователности от събития. Освен това в тази категория се осъществява ръководство за управление на такива събития като спиране на реактора, пълна загуба на променливотоково електрозахранване на блока и разхлаждане на блока на естествена циркулация.

    • Категория 1 – загуба на топлоносител от 1 или 2 контур

    Входът в тази категория са симптоми на загуба на топлоносител от 1 или 2 контур и в нея влизат инструкции за разхлаждане и декомпресия при течове от 1 контур, ограничаване и прекратяване на работата на САП, загуба на аварийна рециркулация на 1 контур, скъсване на тръбопроводи на питателна вода.

    • Категория 2 – скъсване на паропровод на ПГ или ГПК

    В тази категория се влиза при симптоми на загуба на топлоносител от 2 контур и тя съдържа инструкции за разкъсване на паропровод на ПГ или ГПК.

    • Категория 3 – Скъсване на тръбичка (тръбички) на ПГ.

    В тази категория се влиза при симптоми за загуба на топлоносител от 1 към 2 контур и тя дава указания за действия като декомпресия на 1 контур, ограничаване и прекратяване на работата на САП, изолиране на дефектния ПГ и действия в случай, че това не е възможно.

    За всяка базисна категория аварийни събития ръководството за оптимално възстановяване съдържа три типа инструкции: основни, допълнителни и за действия при надпроектни аварии.



    Ръководството за функционално възстановяване се състои от “Дървета на състоянието на КФБ” и инструкции за функционално възстановяване. Самите КФБ имат приоритет на изпълнение. С най-висок приоритет е КФБ “Подкритичност”, следват “Охлаждане на 1 контур”, “Топлотнемане от 1 контур”, “Цялостност на 1 контур”, “Цялостност на херметичните помещения” и накрая, с най-нисък приоритет – “Запълненост на 1 контур”. Всяка КФБ има няколко състояния: критично, съответстващо на червен цвят в “Дървото на състоянията”, тежко, съответстващо на оранжев цвят, незадоволително, съответстващо на жълт цвят и задоволително, съответстващо на зелен цвят. Състоянието се определя от стойностите на определен набор параметри, достъпни за оператора на БЩУ. На всяко състояние съответства определена инструкция за функционално възстановяване. Правилата за използване на Ръководството са следните:

    • След като е започнал мониторинг на състоянието на КФБ, той продължава до края на преходния процес като се подчинява на приоритетите на КФБ;

    • Ако има критично състояние на КФБ, операторът е длъжен да спре действията по оптимално възстановяване и предприеме действия за възстановяване на КФБ;

    • Ако има тежко състояние на КФБ, операторът е длъжен да провери още веднъж състоянието и след това да спре действията по оптимално възстановяване и предприеме действия за възстановяване на КФБ в тежко състояние с най-висок приоритет (ако са няколко);

    • Ако е диагностицирано незадоволително състояние, операторът продължава наблюдението на КФБ и е негово право да реши дали да спре действията по оптимално възстановяване и предприеме такива по функционално;

    • Ако са предприети действия по функционално възстановяване при тежко или екстремално състояние и възникне едно от двете състояния на КФБ с по-висок приоритет, то операторът е длъжен да прекрати предприетите действия и пристъпи към възстановяване на КФБ с по-висок приоритет.

    Системата СОАИ като замисъл има за цел да осигури системен подход като стратегии и инструментариум за тяхното изпълнение (аварийни инструкции за операторите), които да осигурят запазване на активната зона на реактора при проектни и надпроектни аварии. В същото време вероятностният анализ на безопасността (ВАБ-1) при спрян реактор, “студено” състояние на РУ, транспортиране и презареждане на ЯГ показва вероятност от повреждане на активната зона на реактора съизмерима (от един порядък) с вероятността при работа на реактора на мощност. Това означава, че за състоянията от ТР, различни от началните, за които са разработени СОАИ (работа на реактора на мощност или МКУ) е също толкова важно операторите да разполагат с адекватни средства за реакция на всяка възможна авария. Това се постига най-ефективно чрез системен анализ на приложимостта на СОАИ за всяко от указаните състояния и разработване на отделни пакети за всяко едно от тези състояния. Такъв анализ е направен за СОАИ на Westinghouse, подходът на който е използван при разработване на СОАИ за ВВЕР – 440. По този начин освен приложимостта на вече разработените инструкции се определя и дефицита от такива инструкции за конкретно състояние на блока, различно от работа на мощност или МКУ.

    Ръководството за управление на тежки аварии (РУТА) влиза в действие след като всички определени в СОАИ действия за възстановяване на КФБ са се оказали неуспешни и е започнала деградация на активната зона, вследствие критично високи температури, измерени на изхода на активната зона.

    След започване на операторски действия по РУТА задължително условие е прекратяване на всякакви действия, предписани в аварийните инструкции. Част от действията, които се предприемат в РУТА “Незабавни действия при достигане на критериите за управление на тежка авария”, са аналогични на действията, предприети във ВФЗ-1.1 “Прегряване на активната зона на реактора”. Останалите стъпки в тази инструкция са свързани с действия, осигуряващи реализиране на необходимите мерки по управление на аварията, насочени към предотвратяване или забавяне във времето на повредата на активната зона и разпространение на радиоактивни изхвърляния в околната среда чрез запазване на физическите бариери.

    Основни изпълнявани дейности в ръководствата за незабавни действия са:



    • Проверка на входните критерии.

    • Проверка за наличие на напрежение СНЗ и предприемане на съответни мерки по възстановяване на напрежението, в случай на обезточване.

    • Премахване на автоматичния старт на СБ от АСП.

    • Инертизиране на средата в БПГ с пара.

    • Пускане в работа на ФВС, подаване на въздух в БПГ.

    • Започване на декомпресия на I контур.

    • Започване на подпитка на ПГ.

    • Започване на подпитка на активната зона.

    Основно техническо средство за управление на тежка вария и поддържане на условия, изключващи изхвърляне на значителни количества радиоактивни вещества в околната среда е филтърна вентилационна система (ФВС). Поради това, подготовката на тази система за работа започва още при изпълнение на СОАИ, когато температурата на изход на активната зона на реактора достигне 4500С. В този случай на операторите се дават указания за начало на подготовка на ФВС, независимо от изпълняваните действия, насочени към възстановяване на охлаждането на активната зона на реактора.

    Ролята на РУТА, предназначено за БЩУ, е да установи изпълнението на задължителните незабавни действия, необходими за да се ограничат последствията от тежката авария и създадат благоприятни начални условия на работата на екипа за управление на аварията в ЦУА. Следователно, до момента на сформиране и готовност за работа на екипа по управление на тежка авария в ЦУА, отговорността за адекватното изпълнение на стратегиите за управление на тежка авария се поема от операторите на БЩУ и ДИС, който в този период от време изпълнява функциите на Ръководител на аварийните работи (РАР).

    Целта на РУТА е да доведе централата до безопасно състояние при тежка авария, и се реализира чрез изпълнението на две главни функции:

    • Отвеждане на топлината;

    • Управление на налягането в ХП.
    4. СЪЩЕСТВУВАЩО ПОЛОЖЕНИЕ

    За подобряване на аварийните процедури в атомните централи на редица източно-европейски страни, Русия и Украйна е създадена международна програма INSP (International Nuсlear Safety Program). Методическото ръководство и финансово осигуряване на програмата се осъществява от Министерството на Енергетиката на САЩ (DOE) и привлечените от същото ведомство научно-изследователски организации като Pacific Northwest National Laboratories (PNNL), Idaho National Engineering and Environmental Laboratory (INEEL) и Argon National Laboratory (ANL). В различни етапи от изпълнение на програмата вземат участие научни и проектантски организации от сраните, за които се изпълнява програмата. В рамките на програмата се разработват Симптомно Ориентирани Аварийни Инструкции за всички типове реактори ВВЕР.

    АЕЦ “Козлодуй”, ЕП-1 взе участие в работна група от програмата INSP, разработваща аварийни инструкции за реакторите ВВЕР-440/230. Дейността на работната група завърши с написването на пакет СОАИ на базата на инструкциите на Нововоронежката АЕЦ, съдържащ 22 броя инструкции по оптимално и функционално възстановяване. Разработени и утвърдени са следните нормативни документи, необходими за създаване, използване и поддържане на СОАИ:


    1. Изисквания към формата и съдържанието на симптомно ориентираните аварийни инструкции (Инструкция за писане на СОАИ) – РД.ОК-31.01.

    2) Изисквания към организацията на процеса на верификация на симптомно – ориентираните аварийни инструкции за ВВЕР-440/230 (Инструкция за верификация на СОАИ) - РД.ОК-31.02.

    3) Ръководство за провеждане на аналитична валидация на симптомно-ориентираните аварийни инструкции – РД.ОК – 31.03.

    4) Административно ръководство за използване на СОАИ –РД. ОК – 31.04.

    5) Ръководство за наблюдение на критичните функции на безопасност – РД.ОК – 31.05.

    6) Инструкция № РД.ОК-31.06 “Изисквания към организацията и процеса на валидация на симптомно-ориентираните аварийни инструкции за ВВЕР-440/230”.

    След завършване на първата редакция на СОАИ е проведена верификация за съответствие с Инструкцията за писане и правилността на избраната стратегия. Направените забележки са обсъдени и приетите като основателни – въведени в инструкциите.

    Направен е сравнителен анализ за съответствие на инструкциите с подхода и главните операторски действия в инструкциите на Westinghouse. В резултат на това, инструкциите са преработени за максимално възможно съответствие със СОАИ на Westinghouse, като се отчита спецификата на някои съоръжения и технологични схеми при блоковете с реактори ВВЕР-440/230. Освен това са разработени 11 нови СОАИ, допълнително към първоначалната версия, разработена на базата на Нововоронежката АЕЦ.
    Завършени са термохидравлични анализи за аналитична валидация на СОАИ под общото ръководство на PNNL и на базата на специално разработена методология за аналитична валидация на СОАИ. Резултатите от анализите се използват не само за верификацията на инструкциите но и за разработването на базовите документи – техническите обосновки на СОАИ. На базата на методологията е разработена матрица (списък) на граничните аварийни транзиенти, застрашаващи в най-голяма степен поддържането на КФБ. За всеки от тези аварийни режима са изпълнени термохидравлични анализи в четири основни варианта:


    1. Базов, без операторски действия, където се търси минимална конфигурация на оборудване и системи за безопасност, автоматичното действие на които осигурява поддържане на съответната (съответните) КФБ и запазване на физическите бариери срещу разпространение на радиоактивните продукти.

    2. Вариант с отказ на система (оборудване), без операторски действия, където се залага отказ на такъв елемент от системите за безопасност или друго оборудване, който води до най - бързо нарушаване на КФБ и разрушаване на съответната физическа бариера. По този начин се определя времето за операторска намеса при екстремално развитие на този клас аварии.

    3. Вариант с основни операторски действия, при който се оценяват действията на операторите за възстановяване на съответните КФБ и запазване целостта на физическите бариери.

    4. Вариант с алтернативни операторски действия, където се оценяват допълнителни действия на операторите, в случаите, когато основните престават да бъдат ефективни.

    Някои от така представените сценарии са изследвани в няколко варианта. Термохидравличните анализи са извършени от екипи на ИЯИЯЕ към БАН и “Енергопроект – ЕАД”. Резултатите от аналитичната валидация потвърдиха правилното разработване на инструкциите.

    Извършена е верификацията на втора редакция СОАИ. Забележките са обсъдени и приетите за основателни са нанесени в инструкциите.

    Завършена е работата по техническата обосновка на инструкциите и дърветата на състоянията а КФБ. Всяка техническа обосновка съдържа описание на стратегията за ликвидиране на аварията, където е необходимо са включени резултати от термохидравличните анализи, детайлно са описани всички стъпки на инструкцията, приложена е логическата диаграма на действие по инструкцията и са описани особеностите при изпълнение на инструкцията. Техническата обосновка на всяка инструкция се използва за обучение и по – лесно и задълбочено разбиране на инструкцията.

    Завършена е валидацията на СОАИ. Забележките и коментариите са обсъдени и, приетите за основателни, нанесени в инструкциите.

    Завършен е пилотен проект за изготвяне на учебни програми и материали, изпълняван от УТЦ, съвместно и под методическото ръководство на PNNL, САЩ. Целта на проекта е трансфер на американска технология за обучение на оперативния персонал по използване на СОАИ.

    Направена е независима международна експертиза на инструкциите по искане на КИАЕМЦ и със съдействието на US DOE. Експерти на мисията бяха водещи специалисти по разработване, използване и поддържане на СОАИ на американски атомни централи с реактори PWR на фирмата Westinghouse. Разгледани са всички нормативни документи, “Дървета на състоянията на КФБ”, представителна извадка от СОАИ и базови документи. Експертите дадоха висока оценка на качеството на разработените за ВВЕР-440 СОАИ и базови документи и препоръчаха въвеждане на инструкциите в експлоатация в съответствие с утвърдения график. Забележките и коментариите на експертите бяха разделени на три групи:


    • Критични, отстраняването на които трябва да стане незабавно;

    • Основателни, отстраняването на които не пречи на процеса на въвеждане на СОАИ, но в дългосрочен план трябва да се вземат предвид;

    • Препоръчителни, за които трябва да се вземе решение дали да се приемат.

    За ВВЕР-440 няма критични забележки. Всички забележки от втора категория са отстранени, както и приетите за основателни от трета категория.

    Завършен е пълен курс на обучение на оперативния персонал (ДИС, ДИБ, СИО,ОТ ), който бе проведен на два етапа:



    • първи етап- обучение за правилата за използване на СОАИ, за работа с диагностичната процедура и инструкциите за функционално възстановяване;

    • втори етап- обучение за работа с пълния комплект СОАИ.

    Двуетапното обучение е обосновано поради разделянето на два етапа и на въвеждането на комплекта инструкции в експлоатация. Този подход позволи да се направи по-плавен преход от използването на събитийно-ориентирани аварийни инструкции към симптомно ориентирани.

    Завършено е обучението на Гл. технолози и Гл. оператор за мониторинг на “Дърветата на състоянията на КФБ” за 3 и 4 блок.

    Завършено е изпълнението на специфични анализи и изследвания, с които се обосновават и определят стойностите за характерни използвани в СОАИ критерии за прекратяване и възобновяване на работата на САП, ГЦП, “Дървото на състоянията на КФБ “Цялостност на първи контур” и др., с което се прецизират инструкциите. Разработката е изпълнена от ИЯИЯЕ към БАН и “Атома-Консулт – ООД” под методическото ръководство на американската лаборатория PNNL и финансирана от DOE – САЩ.

    Със заповед на Изпълнителния директор и съгласувано с АЯР диагностичната процедура, инструкциите за функционално възстановяване и “Дърветата на състоянията на КФБ” са въведени в експлоатация на 3 и 4 блок след ППР’2002.

    Пълния комплект СОАИ е представен на АЯР за запознаване и поискано разрешение за въвеждане в експлоатация.

    В ход е разработването на специализиран софтуер за поддържане на СОАИ.

    На основание изпълнените до настоящия момент мероприятия и изпълнение на ІІ етап по Програма П.ИО-22В,Г е завършено инсталирането на:


    • Система за контролиране на водород в херметичния обем при аварии.

    • Система за принудително филтърно вентилиране в херметичния обем при аварии.

    С това се създадоха условия за ефективно управление на тежки аварии.

    През ноември 2004 г. беше завършен успешно проект PHARE България BG 01.10.01“Изследване на явленията и разработване на ръководство за управление на тежки аварии за АЕЦ Козлодуй” за 3 и 4 блок от международен консорциум в състав EDF - Франция, Fortum – Финландия и българските инженерингови фирми ЕНПРО Консулт и Рискинженеринг АД.

    Проектът “Изследване на Явленията и Разработване на Ръководство за Управление на Тежки Аварии за АЕЦ Козлодуй, блокове 3&4 ” документира резултатите от изследванията и оценката на рисковете, предизвикани от тежка авария за блокове 3&4 на АЕЦ Козлодуй, анализира възможните начини за реакция при появяването на тези рискове и дава препоръки относно действията на операторите, необходими за ограничаването на последствията от тежката авария.

    Резултатът от разработката на РУТА представлява самото ръководство. Аналитичната част на проекта посочва рисковете, които трябва да се минимизират и заплахите, на които трябва да се противодейства, докато частта на проекта, в която се разработва ръководството, определя как смекчаващите мерки трябва да се реализират в централата, изпълнява анализ на системите и оборудването, чието използване за постигането на целта е възможно, извършва оценка на всички аргументи “за” и “против” и осигурява препоръки за действията на операторите За правилното изпълнение на тези мерки е предназначено Ръководството за Управление на Тежка Авария (РУТА), представляващо Набор от ръководства съдържащи инструкции за действия в условия на управление на тежка авария.

    Ръководството за управление на тежки аварии е създадено на базата на предварително установени група от дейности в централата с обща цел да се предотвратят и/или намалят ефектите и последствията от такава авария, наречени стратегии.

    Създаването на РУТА включва няколко основни етапа:



    • Изследвани бяха феномените (явленията) при тежка авария, имащи място при конкретния проект на блока и определени предизвикателствата към защитната обвивка на реактора, задържаща разпространението на радиоактивни продукти в околната среда. Изследването се извърши на модел на конкретния блок, използващ подходящ за целта компютърен код - MELCOR.

    • Разработени са РУТА за операторите на БЩУ и екипа в Центъра за управление на аварията.

    • Разработени са технически обосновки на РУТА с използване на резултатите от изследване на феномените.

    • Извършена е верификация на РУТА.

    • Създадени са преходи от СОАИ към РУТА, които обвързват действията на операторите и аварийните екипи и създават една цялостна система от аварийни инструкции даваща указания за действие на персонала от оптимално възстановяване до управлението на тежки аварии.

    Ръководствата за управление на тежки аварии се разделят на - незабавни действия и дългосрочни действия. Инструкциите съдържащи незабавни действия са предназначени за БЩУ и ЦУА, като са разработени по две инструкции в зависимост от наличието на напрежение на СНЗ на блока и при пълно обезточване на блока по променлив ток. Списъкът на РУТА включва следните инструкции:

    1. Ръководства за управление на тежка авария за незабавни действия:




    • РУТА-0.1-БЩУ “НЕЗАБАВНИ ДЕЙСТВИЯ ПРИ ДОСТИГАНЕ КРИТЕРИЙТЕ ЗА УПРАВЛЕНИЕ НА ТЕЖКА АВАРИЯ (БЩУ)”.

    • РУТА-0.2-БЩУ “НЕЗАБАВНИ ДЕЙСТВИЯ ПРИ ДОСТИГАНЕ КРИТЕРИЙТЕ ЗА УПРАВЛЕНИЕ НА ТЕЖКА АВАРИЯ ПРИ ПЪЛНО ОБЕЗТОЧВАНЕ (БЩУ)”.

    • РУТА-0.1-ЦУА “НЕЗАБАВНИ ДЕЙСТВИЯ ПРИ ДОСТИГАНЕ КРИТЕРИЙТЕ ЗА УПРАВЛЕНИЕ НА ТЕЖКА АВАРИЯ (ЦУА)”.

    • РУТА-0.2-ЦУА “НЕЗАБАВНИ ДЕЙСТВИЯ ПРИ ДОСТИГАНЕ КРИТЕРИЙТЕ ЗА УПРАВЛЕНИЕ НА ТЕЖКА АВАРИЯ ПРИ ПЪЛНО ОБЕЗТОЧВАНЕ (ЦУА)”.




    1. Ръководства за управление тежка авария за дългосрочни действия:

    • РУТА-0.3-ЦУА ”ДЪЛГОСРОЧНИ ДЕЙСTВИЯ ПРИ УПРАВЛЕНИЕ НА ТЕЖКА АВАРИЯ (ЦУА)”.

    През 2005 г приключи разработването на Вероятностен анализ на безопасността ниво 2. В този анализ беше отчетено действието на аварийната филтърна вентилация, и стратегиите за управление на тежки аварии указани в РУТА. Резултатите на ВАБ-2 демонстрират необходимостта от прилагането на РУТА за намаляване радиоактивните изхвърляния при възникване на тежка авария.

    Завършено е обучение по явленията при тежки аварии и използването на РУТА на оперативния персонал.

    Документацията включваща изучаване на явленията при тежки аварии и разработването на РУТА, включително резултатите от обучението на оперативния персонал са предоставени на АЯР за оценка.

    От своя страна АЯР по отделен договор финансиран по програма PHAR извършва независима проверка на РУТА.

    По отношение на разширяването обхвата на СОАИ за всички състояния на технологичния регламент, през 2005 г. бе разработен пълен комплект инструкции, отделно за 3 и 4 блок. Този комплект е разработен на основата на инструкциите при работа на блока на мощност и включва отделни пакети инструкции за следните състояния:


    • Състояние Б-2 – “Горещо състояние на РУ-подкритичен реактор”;

    • Състояние В – “Полугорещо състояние на РУ”;

    • Състояние Г – “Студено състояние на РУ”;

    • Състояние Д – “Презареждане на РУ”;

    • Състояние Е – “Съхраняване на отработило ЯГ”;

    За всяко състояние са разработени отделни диагностични процедури и дървета за следене състоянието на КФБ. Разработването и въвеждането на новите инструкции се извършва по вече утвърдените изисквания създадени за СОАИ на мощност, като в момента се извършва верификация на комплекта.
    5. ПЕРСПЕКТИВИ

    Към настоящия момент за регламентиране на действията на операторите след сработване на аварийна защита или след работа на аварийна подпитка към 1 контур се използва инструкция А-0 чрез която се извършва диагностика на състоянието на блока и се дават указания за преход към събитийно ориентирана аварийна инструкция или инструкции за възстановяване на критичните функции на безопасност.

    В основната инструкция за ликвидиране на отклонения и аварии в реакторната установка Р-14 се описват действията на персонала включително от налагане ограничения в работата на блока на пълна мощност до действия при аварии с некомпесируеми течове от първи контур и при изхвърляне на радиоактивност в околната среда.
    Въвеждането на пълния комплект СОАИ и РУТА ще даде възможност за използване на системен подход при диагностициране на аварийни състояния на блока и предприемане на коригиращи (възстановителни) действия при широк спектър от събития и последователности от събития, както и за намаляване на последствията от надпроектни и тежки аварии. Разширяването на обхвата на СОАИ ще позволи да се прилагат адекватни действия за привеждане на блока в стабилно безопасно състояние при възникване на отклонения и аварии във всички режими на експлоатация на блока, от работа на мощност до съхранението на отработилото ядрено гориво в БОК.

    На следващата схема е показана организацията на инструкциите за отклонения от нормалната работа, СОАИ и РУТА след пълното им въвеждане.



    За да се поддържа този голям комплект инструкции в актуално състояние е необходимо това да се извършва със софтуер. Този софтуер се разработва в момента от специалисти на АЕЦ Козлодуй.






    Коьрта
    Контакты

        Главная страница


    Разработване на ръководство за управление на тежки аварии за и блок на аец “козлодуй”

    Скачать 270.73 Kb.