Руководство по управлению авариями

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]

• #
• #
• #
• #
• #
• #
• #
• #
• #
• #
• #

Дата актуализации: 01.01.2021

РБ 102-15

Рекомендации к структуре и содержанию руководства по управлению запроектными авариями, в том числе тяжелыми авариями

Обозначение:	РБ 102-15
Обозначение англ:	RB 102-15
Статус:	Введен впервые
Название рус.:	Рекомендации к структуре и содержанию руководства по управлению запроектными авариями, в том числе тяжелыми авариями
Дата добавления в базу:	01.02.2017
Дата актуализации:	01.01.2021
Дата введения:	24.07.2015
Область применения:	Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору к структуре и содержанию руководств по управлению запроектными авариями, в том числе тяжелыми авариями, для атомных станций. Руководство по безопасности предназначено для специалистов эксплуатирующих организаций и проектных организаций, выполняющих разработку руководств по управлению запроектными авариями.
Оглавление:	I. Общие положения II. Общие рекомендации к содержанию руководства по управлению запроектными авариями III. Структура руководства по управлению запроектными авариями IV. Структура и содержание раздела руководства по управлению запроектными авариями «Общие положения» V. Структура и содержание оперативного раздела руководства по управлению запроектными авариями VI. Содержание справочно-информационных приложений к руководству по управлению запроектными авариями Приложение № 1. Обозначения и сокращения Приложение № 2. Термины и определения Приложение № 3. Общие сведения об особенностях управления запроектными авариями Приложение № 4. Типы ошибок персонала и их краткая характеристика Приложение № 5. Общий алгоритм действий в соответствии с руководством по управлению запроектными авариями Приложение № 6. Примерное содержание руководство по управлению запроектными авариями (на примере блока атомной станции с реактором типа ВВЭР) Приложение № 7. Примерный перечень функций безопасности (на примере реакторной установки атомной станции с реактором типа ВВЭР) Приложение № 8. Пример установления критериев (условий) для диагностики состояния функции безопасности «Отвод тепла от активной зоны» Приложение № 9. Перечень возможных физических (физико-химических) процессов и явлений в ходе развития тяжелой аварии (на примере атомной станции с реактором типа ВВЭР) Приложение № 10. Примеры возможных стратегий управления запроектными авариями на стадии тяжелого повреждения активной зоны для реакторной установки атомной станции с реактором типа ВВЭР Приложение № 11. Примеры вспомогательных средств оценки
Разработан:	Ростехнадзор ФБУ НТЦ ЯРБ
Утверждён:	24.07.2015 Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (288)
Издан:	ФБУ НТЦ ЯРБ (2016 г. )
Расположен в:	Техническая документация Экология ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОТЕХНИКА Атомная энергетика Атомная энергетика, прочие аспекты ОХРАНА ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ, ЗАЩИТА ЧЕЛОВЕКА ОТ ВОЗДЕЙСТВИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ. БЕЗОПАСНОСТЬ Защита от радиационного излучения Ценообразование Раздел II. Государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии II. Нормативные правовые и иные акты Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору Атомные станции Руководства по безопасности Строительство Нормативные документы Нормативные документы органов надзора Нормативные документы Госатомнадзора России
Нормативные ссылки:	Федеральный закон 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» НП 082-07 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» ПНАЭ Г-01-011-97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций»

Страница 51 из 94

Система противоаварийных действий персонала АЭС.

Цели и задачи управления авариями на АЭС.

Несмотря на все предусмотренные меры, направленные на предотвращение аварий, во время эксплуатации АЭС не исключена вероятность их возникновения. По этой причине проектом АЭС предусмотрены специальные средства и системы, позволяющие прекратить развитие аварий или уменьшить их последствия. Технические средства управления и ликвидации аварий дополняются соответствующими административными и организационными мероприятиями. Различают следующие виды аварий на АЭС.
Ядерная авария — авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации. В качестве предела безопасной эксплуатации при оценке уровня повреждения твэлов для российских АЭС приняты:
газовая неплотность — не более 1% твэлов;
макропоры с контактом топлива с теплоносителем — не более 0,1% твэлов;
проектная авария — авария, для которой проектом АЭС определены исходные события и предусмотрены СБ и другие технические средства, обеспечивающие ограничение ее последствий в рамках, установленных для таких аварий пределов, называемых проектными пределами аварий. Например, проектным пределом аварии является непревышение температуры стенки твэла 1200° С;
запроектная авария — авария, вызванная исходными событиями, неучитываемыми для проектных аварий, или сопровождающаяся дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами системы безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны.
Внимательное наблюдение за ходом технологического процесса — гарантия безаварийной работы АЭС. Основными задачами эксплуатационного персонала АЭС в аварийных ситуациях являются следующие.

1. При возникновении отказов и аварийных ситуаций — предотвращение их перерастаний в проектные аварии за счет:

следования соответствующим инструкциям; контроля за важными для безопасности параметрами (функциями безопасности).

1. При возникновении проектных аварий — предотвращение их перерастания в запроектные за счет:

следования инструкциям и процедурам по управлению и ликвидации проектных аварий;
контроля правильности функционирования СБ и состояния физических барьеров безопасности.

1. При возникновении запроектных аварий — сведение к минимуму воздействия излучения на персонал, население и окружающую среду за счет:

ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения;
следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авариями.
Управление авариями и ограничение их последствий обеспечивается:
предусмотренными проектом СБ;
техническими и организационными мерами по управлению авариями и ограничению их последствий;
готовностью персонала к управлению авариями; наличием инструкций и процедур по действиям персонала в аварийных ситуациях и при авариях на АЭС;
специальными техническими средствами и группами поддержки ОП на случай аварии;
планами мероприятий по защите персонала и населения в случае запроектных аварий.

Рис. 17.1. Схема оперативного управления при авариях на АЭС

Организация работ в процессе управления и ликвидации аварий. Под организацией работ по управлению и ликвидации аварий понимается четкое распределение обязанностей, координация и взаимодействие (рис. 17.1). Поскольку ведение технологического процесса на АЭС осуществляется ОП, на него возложена основная работа по управлению и ликвидации аварий. Ответственными руководителями работ в сменах являются НСС и НСБ. Главным координатором всех аварийных работ до прибытия на АЭС руководства является НСС.
После прибытия на станцию руководства АЭС и группы технической поддержки (ГТП) специалисты последней берут на себя углубленный анализ аварийной ситуации и радиационной обстановки на АЭС, а общее руководство работами по ликвидации аварии — один из первых руководителей АЭС (чаще всего — ГИС или директор). На основании углубленного анализа, выполняемого ГТП, вносятся, если это требуется, коррективы в действия ОП АЭС.
В случае обнаружения признаков серьезной радиационной аварии НСБ совместно с НСС идентифицируют создавшуюся на АЭС обстановку. НСС срочно докладывает об этом руководству АЭС, дежурному диспетчеру концерна «Росэнергоатом», начальнику региональной инспекции ГАН России и организует выполнение первоочередных противоаварийных мер. По результатам полученной информации руководство АЭС (а в его отсутствии — НСС) могут объявить на АЭС режим «Аварийная готовность» или «Аварийная обстановка». Административное руководство АЭС, при необходимости, вводит в действие и организует выполнение » Планов мероприятий по защите персонала в случае радиационной аварии на АЭС».
Действия ОП и руководства АЭС при возникновении или угрозе возникновения аварийной ситуации, а также порядок объявления » Аварийной готовности» или » Аварийной обстановки» регламентируются государственным «Положением о порядке объявления аварийной обстановки, оперативной передачи информации и организации экстренной помощи АЭС в случае радиационно-опасных ситуаций».
Методы и процедуры при ликвидации аварий на АЭС. При ликвидации аварийных ситуаций и аварий на АЭС эксплуатационный персонал руководствуется инструкциями по ликвидации аварий на РУ, в турбинном цехе, в электроцехе и других системах. Комплект инструкций по ликвидации аварий на РУ охватывает весь перечень нарушений нормальной эксплуатации и аварий, учитываемых в проектах по каждому конкретному ЭБ АЭС. Инструкции по ликвидации проектных инцидентов и аварий на АЭС в большинстве своем ориентированы на исходные события аварий и направляют действия персонала на восстановление нормального (проектного) состояния, т.е. не учитывают реального развития аварийной ситуации на энергоблоке.

Основная задача персонала в аварийной ситуации — обеспечение трех функций безопасности.

1. Контроль и управление реактивностью, который предусматривает:

автоматическую остановку реактора; подпитку первого контура борным концентратом; предотвращение повторной критичности.

1. Охлаждение активной зоны, которая состоит в: аварийной подпитке ПГ;

аварийном расхолаживании активной зоны;
охлаждении первого контура через преднамеренно открытый клапан компенсатора давления (через приямок защитной оболочки) в случае невозможности расхолаживания через второй контур.

1. Удержание радиоактивных продуктов путем: герметичных дверей, шлюзов и проходок; системы вентиляции;

предохранительных клапанов защитной оболочки.
В последние годы после анализа и учета ошибок персонала, которые допускались при ликвидации последствий крупных аварий на АЭС в разных странах, начата разработка и внедрение на рабочие места БЩУ аварийных эксплуатационных инструкций. Эти инструкции регламентируют действия ОП, исходя не из аварийного «события», а опираясь на фактическое состояние РУ и ЭБ (на основе признаков или симптомов, характеризующих это состояние). В России такие инструкции получили название » Симптомно-ориентированные аварийные действия» (СО АД).
СОАД разрабатываются для каждого конкретного энергоблока с учетом его состояния и проектных решений. Комплект СОАД имеет отличную от других эксплуатационных документов форму и цвет для удобства пользования ими при ликвидации аварийных ситуаций и аварий, так как эта документация применяется ОП БЩУ только при ликвидации аварий. ОП БЩУ начинает действовать по СОАД при наличии следующих условий: срабатывание АЗ ЯР;
наличие условий для срабатывания АЗ ядерного реактора;
включение в работу систем безопасности;
наличие условий для включения системы безопасности.
Особым случаем перехода к СОАД являются режимы полного обесточивания энергоблока по переменному току.
СОАД и действия по восстановлению критических функций безопасности (КФБ) направлены на прекращение развития аварийной ситуации и возвращение ЭБ в режим нормальной эксплуатации (рис. 17.2). СОАД конкретизируют и направляют действия ОП, опираясь на положения ‘’Инструкций по ликвидации аварий на энергоблоке». Комплект СОАД включает в себя действия по диагностике состояния РУ, аварийные эксплуатационные действия и действия по контролю и восстановлению КФБ. Например, при срабатывании АЗ или СБ операторы БЩУ в соответствии с СОАД выполняют последовательные действия (шаги) по диагностике состояния РУ, в результате которых они должны определить фактическое состояние ядерного реактора, выявить возможные отказы оборудования и систем, оценить параметры РУ (и на их основе целостность барьеров безопасности).
На основе результатов диагностики фактического состояния выбирается направление дальнейших действий и аварийная эксплуатационная инструкция по ликвидации аварийного состояния АЭС. Последующие шаги в действиях ОП направляются на восстановление нормальных параметров РУ и обеспечение КФБ. Обеспечение (или восстановление) КФБ — одна из главных задач при ликвидации аварий, так как она направлена на сохранение целостности физических барьеров. Перечень КФБ зависит от типа РУ и определяется для каждого конкретного энергоблока. Примеры диагностических и аварийных эксплуатационных действий и действий по восстановлению КФБ для III и IV блоков Нововоронежской АЭС приведены в Приложениях 2 и 3.

Рис. 17.2. Процедура СОАД

В системе СОАД КФБ распределены по приоритетам относительно физических барьеров безопасности. При возникновении ситуаций, при которых целостность барьеров нарушается и не может быть восстановлена, этот барьер признается разрушенным. Поэтому все действия ОП и средства направляются на сведение к минимуму дальнейших последствий повреждения данного барьера и на обеспечение целостности следующего барьера.
Все работы по СОАД ведутся параллельно с процессом контроля (со стороны НСБ или НСС) деревьев состояния КФБ.
Бели при ликвидации аварийной ситуации появляются признаки серьезного повреждения топлива в активной зоне, то это означает начало развития тяжелой запроектной аварии (ЗА). В этом случае ОП должен срочно перейти к той части СОАД, которые специально разработаны для управления тяжелыми авариями.
Действия, которые приходится выполнять ОП при ЗА, выходят за рамки действий, предусмотренных «Технологическим регламентом эксплуатации» и инструкциями по ликвидации проектных аварий. Поэтому для АЭС с различными типами ЯР разрабатываются «Руководства по управлению запроектными авариями» (УЗА), на основе которых составляются симптомно-ориентированные действия по УЗА. Перечень возможных ЗА на АЭС составляется проектной организацией с участием Научного руководителя и Главного конструктора РУ на основе вероятностной оценки и детерминированного подхода, т.е. в него включаются аварии, которые вносят наибольший вклад в частоту тяжелого повреждения топлива в реакторе с учетом мер по УЗА для всех исходных событий. Перечни ЗА согласовываются с ГАН России и утверждаются эксплуатирующей организацией. Для разных типов АЭС в перечни ЗА входят примерно 10-15 аварий, под сценарии которых составлены руководства и симптомно-ориентированные действия по УА. 
В настоящее время на разных АЭС разработка «Руководств УЗА», а также СОАД, создаваемых на их основе, находится в разной стадии готовности. Так, например, для энергоблоков с РБМК-1000 первого поколения на основе «Руководства по предотвращению тяжелых повреждений активной зоны РБМК-1000 при запроектных авариях» разрабатывается ряд специальных инструкций по УЗА, в том числе:
СОАД о порядке определения факта перерастания аварии в за- проектную;
СОАД по диагностированию состояния аварийного энергоблока и формированию стратегии корректирующих мер;
инструкции по восстановлению КФБ.
Руководство по УЗА и отдельные инструкции ориентированы на использование существующих проектных технических средств, оборудования и систем, а также на ряд дополнительных систем, внедренных на энергоблоке с РБМК-1000 в процессе их модернизации. Главная цель действий персонала в соответствии с руководством по УЗА состоит в том, чтобы прервать развитие аварийных процессов или изменить ход их развития так, чтобы не происходило массовое повреждение и/или расплавление твэлов и выход радиоактивных веществ в больших количествах за установленные проектом границы (т.е. на предотвращение тяжелых аварий или ослабление их последствий), а также, чтобы восстановить и обеспечить в условиях ЗА основные функции безопасности.
«Руководство по УЗА» составляется с учетом имеющихся инструкций по ликвидации аварий на энергоблоке и определяет алгоритм действий ОП для случаев, не предусмотренных инструкциями или когда их применение не позволяет справиться с возникшей аварией.
Учитывая многообразие документации, в будущем запланирован переход на следующие виды документов, определяющих действия персонала как при проектных, так и при ЗА:
» Инструкция по ликвидации аварий», содержащая алгоритм действия персонала при проектном протекании аварии;
» Руководство по УЗА», описывающее алгоритм развития аварий и определяющее действия персонала в условиях ЗА;
СОАД, составленные на основании двух вышеупомянутых документов.
Технические средства для управления и ликвидации аварий. На современных АЭС используются технические средства информационной поддержки операторов в условиях аварий. Информационная поддержка операторов заключается в представлении информации о состоянии энергоблока в наглядной и легко воспринимаемой форме.
Для определения состояния ЭБ и уровня тяжести возникшей аварии действующие и вновь строящиеся АЭС оснащаются системами оперативной информационной поддержки, предназначенными для контроля, анализа и прогноза состояния РУ и ЭБ, а также для оценки правильности действий, предпринятых оператором. К таким системам поддержки относятся:
системы для запоминания и анализа аварийных сигналов, поступающих на БЩУ;
системы анализа причин отклонений параметров технологического процесса от эксплуатационных пределов;
дисплейные системы для отображения параметров, характеризующих состояние реактора с точки зрения обеспечения КФБ (т.е. значение реактивности или подкритичности; расход воды на охлаждение активной зоны; значение активности воздушной среды в герметичных помещениях и выбросов в венттрубу).
Измерительные каналы и датчики этих систем должны оставаться работоспособными в условиях, принятых для ЗА: они рассчитаны на соответствующий диапазон измерения, который, как правило, шире, чем в условиях нормальной эксплуатации при проектных авариях.
При использовании дисплейных СУ авариями на их экраны могут выводиться любые параметры, необходимые для диагностики фактического состояния РУ и соблюдения ограничений по значениям параметров, таких, например, как максимальное давление в первом контуре, давление и температура насыщенного пара в ПГ. Сочетание наглядного изображения происходящего рабочего процесса с другими характеристиками РУ (нейтронная мощность, расход теплоносителя в первом контуре, радиационная обстановка в помещениях АЭС и др.) дает возможность выполнить диагностику аварийного режима и принять правильные решения ОП.
Не менее важным техническим средством обеспечения УА является оснащение АЭС панелями (пультами) СБ. Панели безопасности служат для контроля за наиболее важными параметрами безопасности, а также позволяют управлять СБ с помощью ключей управления, расположенных на этих панелях. Панели безопасности размещают на БЩУ по возможности ближе к рабочим местам ВИУР и НСБ, а также в помещении локального кризисного центра АЭС (либо на защищенном резервном пункте управления ЭБ).
Важным условием осуществления стратегии технического обеспечения АЭС в аварийных условиях является способность основных и вспомогательных станционных систем выполнять необходимые функции. Поэтому одной из первых задач при подготовке к управлению тяжелыми авариями является определение систем АЭС, которые можно использовать (в том числе в непроектном варианте) для управления аварией и ослабления ее последствий.
Другим важным аспектом технической поддержки является применение оборудования и материалов с других ЭБ и извне. Например, возможность использования дополнительного источника воды, передвижных дизель-насосов. На многоблочных АЭС имеются широкие возможности для взаиморезервирования систем и оказания технической поддержки аварийному ЭБ. Эти возможности закладываются в инструкции по ликвидации и управлению авариями на АЭС.
В настоящее время находится в разработке и будет внедряться на всех АЭС, входящих в концерн » Росэнергоатом», отраслевая система обеспечения, предупреждения и ликвидации кризисных ситуаций на АЭС ’Тарант». Одним из главных элементов этой системы является дополнительная система представления параметров безопасности энергоблока, которая будет смонтирована на каждом ЭБ АЭС и сможет выполнять две следующие задачи:
помогать ВИУР и НСБ управлять ЭБ в аварийной ситуации; представлять данные, характеризующие состояние безопасности энергоблока в локальный (станционный) центр для информационного обеспечения руководства АЭС и группы технической поддержки.
Готовность персонала к ликвидации аварий на АЭС. Поскольку ведение технологического процесса на АЭС осуществляет ОП, на него ложится основная работа по предотвращению, управлению и ликвидации аварий. По этой причине необходимо поддерживать постоянную готовность ОП и специалистов ГТП к действиям на случай аварии на АЭС. Эта готовность к аварийным действиям достигается за счет:
высокой квалификации, отличного знания устройства (проекта) АЭС и хорошей начальной подготовки персонала;
систематических аварийных тренировок ОП АЭС и ГТП, в том числе, с использованием полномасштабных тренажеров, которые дают возможность персоналу понять развитие аварийных ситуаций в реальном масштабе времени.
Периодические занятия на тренажерах позволяют поддерживать постоянную готовность ОП к действиям по ликвидации аварий. Вместе с этим необходимо отметить, что ряд аварийных режимов не поддается моделированию даже на полномасштабных тренажерах.
При подготовке и переподготовке ОП особое внимание уделяется его действиям в аварийных ситуациях и взаимодействию всего коллектива смены при авариях, в частности, отработке практических навыков управления авариями на РУ и на энергоблоке АЭС в целом. Подготовка персонала ведется с учетом имевших место в прошлом ошибок с тем, чтобы персонал понимал их возможные последствия и не допускал их повторения.
Уроки «Три Майл Айленд» и Чернобыльской АЭС требуют, чтобы персонал АЭС был хорошо подготовлен к действиям как при проектных, так и ЗА. Опыт эксплуатации показывает, что значительная доля (минимум 30%) нарушений в работе АЭС связана с ошибками оператора. Причины ошибок оператора чаще всего заключены в недостатке знаний и неправильной мотивации своих действий. Следовательно, недостатки в обучении и переподготовке персонала являются одной из основных причин ошибок персонала.
Периодические противоаварийные тренировки, проводимые с каждой сменой энергоблока, а также общестанционные тренировки для отработки взаимодействия в процессе реализации «Планов защиты персонала и населения в случае радиационной аварии на АЭС», позволяют персоналу АЭС отработать необходимые навыки.
Внедрение в постоянную практику на всех действующих АЭС полномасштабных и функционально-аналитических тренажеров, моделирующих тяжелые аварии, должно повысить качество подготовки ОП.
В подготовке АЭС к преодолению аварийных ситуаций очень важную роль играет эксплуатирующая организация, которая регулярно (не реже 1 раза в год) проводит на каждой АЭС специальные учения по отработке взаимодействия станции и всех привлекаемых к ликвидации аварии подразделений и организаций. Помимо этого, эксплуатирующая организация разрабатывает программы подготовки и проведения противоаварийных тренировок.
В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ по управлению авариями, в программах обучения персонала в части УЗА должно быть два раздела: теоретическая подготовка и практические занятия (тренировки). Учитывая сложность явлений, происходящих в условиях ЗА, теоретической подготовке уделяется большое внимание.
Чтобы УЗА было эффективным, эксплуатационный персонал должен знать феноменологию аварий с серьезным повреждением топлива. Для этого необходимо уметь определять признаки ЗА, уровни ее тяжести и применять соответствующие инструкции. Последнее особенно важно, поскольку в процессе УЗА могут использоваться дополнительные системы и оборудование, которые не используются в проектных режимах и при управлении проектными авариями.
Практические занятия (тренировки) включают действие как операторов БЩУ, так и операторов по обслуживанию систем и оборудования, т.е. отработку навыков быстрого перемещения персонала в важные для управления аварией места станции (места расположения оборудования системы безопасности, помещения управления арматурой, пожарных средств и т.д.).
Важное значение имеет также проведение совместных тренировок ОП и специалистов ГТП, Это позволяет отработать взаимодействие и взаимопонимание ОП и привлекаемых извне специалистов.

Страница 48 из 52

Общий подход к управлению авариями [16, 20, 29, 30]

АЭС всегда является источником риска для персонала, населения и окружающей среды. Этот риск связан с радиоактивными излучениями, образованием продуктов деления и ОЯТ при работе реактора, накоплением РАО в АЭС и вероятностью их выброса в окружающую среду при возникновении ядерных аварий. Для того чтобы риск в таких условиях был приемлемым и обеспечивалась безопасность АЭС, необходимо предусматривать специальные средства и системы в составе ЭБ АЭС и выполнять соответствующие организационно-технические и административные меры в аварийных ситуациях. Эти меры основаны на различных конструктивно-технологических и эксплуатационных принципах, которые были рассмотрены ранее. Они направлены:
-в первую очередь на предотвращение аварии или на ограничение дальнейшего развития их;

1. на локализацию или ослабление последствий тяжелых аварий;
2. на удержание РАВ в пределах ГО или уменьшение их выбросов в окружающую среду.

При возникновении ядерных аварий необходимо предусматривать в зависимости от их тяжести предотвращающие или ослабляющие меры.
Если авария не превосходит пределы и условия безопасной эксплуатации и установленные пределы повреждения твэлов, то действия персонала направлены на локализацию аварии и недопущение превращения ее в запроектную.
Если происходит превышение указанных пределов с повреждением активной зоны, то должны приниматься ослабляющие меры по предотвращению дальнейшего повреждения твэлов, сохранению физических барьеров (в первую очередь ГО) и ограничению развития последствий аварии.
При этом при разработке мероприятий необходимо учитывать следующее:

1. компоненты АЭС выполняются с определенным консервативным запасом и могут сохранять некоторую работоспособность даже при запроектных авариях;
2. запроектные аварии, как показывают исследования, протекают вначале медленно, что дает персоналу несколько больший период времени, чем в случае проектных аварий, для оценки состояния и принятия решений;
3. состояние и особенности функционирования оборудования и систем АЭС в реальных условиях запроектных аварий;
4. вероятные признаки, характеризующие возможность перехода проектной аварии в запроектную.

Важная роль в реализации этих принципов отводится управлению авариями оперативным персоналом АЭС.

Основные цели и задачи управления авариями

Основной целью и задачей персонала в аварийных ситуациях является предотвращение перерастания:

1. аварийных ситуаций в проектные аварии путем контроля важных для безопасности параметров и действий персонала в соответствии с аварийными инструкциями;
2. проектных аварий в запроектные путем контроля правильности функционирования СБ, состояния физических барьеров безопасности и действий персонала в соответствии с проектными аварийными инструкциями.

Следует подчеркнуть, что предотвращение перерастания проектных аварий в запроектные является одной из главных задач управления проектными авариями.
Управление запроектными авариями должно быть направлено:

1. на ослабление (ограничение) воздействия последствий запроектных аварий (радиоактивное облучение персонала и населения и загрязнение окружающей среды) путем использования инструкций и руководств по запроектным авариям (включая симптомно-ориентированные аварийные инструкции) и, при необходимости, ввода в действие планов противоаварийных мероприятий по защите персонала и населения;
2. возвращение станции в контролируемое состояние (цепная реакция заглушена, обеспечивается охлаждение реактора и удержание РАВ в ГО).

При управлении авариями должны использоваться в полном объеме все возможные технические средства, СБ, нормальные и вспомогательные системы АЭС в штатном и аварийном режимах и все специальные средства для управления аварией.
При этом основой управления авариями является реализация принципа ГЭЗ и предотвращение деградации защиты в глубину (повреждения и расплавления твэлов) и распространения РАВ.
Иллюстрация этого принципа представлена в виде условной схемы на рис. 68.
Особое внимание здесь уделяется обеспечению целостности и сохранению эффективности физических барьеров и организации уровней ГЭЗ.
При управлении запроектными авариями персонал должен с максимальной эффективностью использовать фундаментальные функции безопасности (управление реактивностью реактора, охлаждение активной зоны всеми возможными системами и средствами и локализация и удержание РАВ в ГО) для локализации или ограничения развития аварийных процессов, чтобы не было дальнейшего разрушения активной зоны. Обеспечению выполнения ФФБ в условиях аварий способствует система технических и организационных мер в виде пяти уровней ГЭЗ (гл. 17). Эти уровни защиты направлены на сохранение целостности и эффективности функционирования физических барьеров и систем, обеспечивающих безопасность.

Рис. 68

Структура и содержание этих уровней ГЭЗ соответствуют рекомендациям МАГАТЭ и рассмотрены в гл. 17.
Следует отметить, что на АЭС Франции используется система ГЭЗ, включающая четыре линии защиты (рис. 69) [29].
Эти линии защиты создаются при эксплуатации и определяют комплекс организационно-технических мер и действий персонала по управлению инцидентами, нештатными или аварийными ситуациями в соответствии с принципами ГЭЗ.
Установленным линиям защиты соответствуют определенные состояния АЭС при различных режимах работы и переходных процессах (нормальных, нештатных или аварийных).
Эти состояния должны учитываться как при проектировании АЭС, так и в процессе управления авариями. Они классифицируются условно по четырем категориям (рис. 70).
Первая линия защиты (ЛЗ) и соответствующая ей 1-я категория состояния отвечают нормальным пределам и условиям эксплуатации. При превышении установленных пределов срабатывают уставки автоматически действующих технологических блокировок, аварийных защит и СБ. Персонал должен контролировать возникший инцидент или аварию, не допуская перерастания ее в проектную.

Вторая линия защиты (2-я категория) — действия персонала — соответствует пределам и условиям безопасности эксплуатации. Здесь вероятность возникновения аварий лежит в пределах (1…10-2) 1/Р · год, а последствия не должны превосходить пределов допустимых повреждений аз (твэлов), радиоактивных выбросов и нарушений целостности физических барьеров.
Персонал должен осуществлять управление аварией в целях обеспечения:

1. защиты аз от разрушения и сохранности всех барьеров;
2. достижения безопасного состояния (ограничение радиоактивных выбросов);
3. максимально возможного ограничения последствий аварии в целях обеспечения работы основного оборудования для производства электроэнергии;
4. недопущения перерастания аварии в тяжелую ядерную или запроектную.

Третья линия защиты (3-я категория) — действия операторов и службы безопасности — соответствует аварийным пределам и условиям с вероятностью возникновения аварии в пределах(10-2…10-4 1/Ртод. Эти условия характеризуются началом повреждения аз с выходом у некоторого числа твэлов РАВ в пределах промплощадки АЭС. При этом доза облучения персонала в течение двух часов не должна превышать 15 мЗв/год (при норме, согласно НРБУ-97 для персонала, 20 мЗв/год). На этом этапе должны обеспечиваться по возможности сохранность 1-го контура, ГО и не перерастание аварии в запроектную с использованием мер и средств по управлению проектными авариями.
Дополнительно к оперативному персоналу, обеспечивающему управление аварией, должны подключаться специальные лица, отвечающие за безопасность АЭС, например служба главного инженера по безопасности, для контроля за ходом протекания аварии (постоянное наблюдение за важными для безопасности параметрами). Этот контроль, кроме того, обеспечивает психологическую поддержку (резервирование) персоналу при управлении аварией, что способствует снижению риска, связанного с техническими отказами и ошибками персонала. На основе анализа параметров инженер по безопасности может подтверждать действия персонала или потребовать принятия дополнительных мер управления.
Четвертая линия защиты (4-я категория) — действия кризисных центров — соответствует запроектной аварии с вероятностью 10-4-10-6 1/ртод. этот этап может характеризоваться значительными повреждениями аз с большими выбросами РАВ за пределы промплощадки. В этих условиях должны подключаться кризисные центры — внутренний (на площадке АЭС) и внешний (в зоне наблюдения) — и специальные организации.
Управление аварией персоналом станции должно предусматривать:

1. обеспечение работы как СБ, так и систем, обеспечивающих безопасность;
2. поддержание в рабочем состоянии 1-го контура и систем РУ;
3. охлаждение аз всеми возможными средствами в целях недопущения дальнейшего разрушения ее;
4. непревышение в течение двух часов дозы облучения персонала более 150 мЗв [29];
5. выполнение действий в соответствии с инструкциями по управлению запроектными авариями;
6. реализацию планов противоаварийных мероприятий по защите персонала и населения в районе размещения АЭС.

Следует отметить, что между уровнями ГЭЗ и линиями защиты имеется следующая примерная взаимосвязь:

1. первый и второй уровни ГЭЗ (гл. 5) соответствуют первой ЛЗ;
2. третий уровень ГЭЗ — второй ЛЗ;
3. четвертый уровень ГЭЗ — третьей ЛЗ;
4. пятый уровень ГЭЗ — четвертой ЛЗ;

Инженерно-технические средства управления аварией и подготовка персонала

Возникновение и развитие аварий на АЭС часто происходит неожиданно и очень быстро. В этом случае персонал должен быстро оценивать аварийную ситуацию, диагностировать причину аварии и выполнять необходимые по локализации аварии действия. Для управления и локализации аварий и их последствий на АЭС необходимо иметь соответствующие инженерно-технические средства, которые должны включать, в общем случае, специальное оборудование, контрольно-измерительные приборы, средства диагностики и посты (щиты или пульты) управления. На щитах размещаются КИП и ключи (кнопки, рычаги) управления. Такие посты размещаются обычно на основных щитах управления ЭБ АЭС (на БЩУ), а также в помещении местного (внутреннего) кризисного центра АЭС или в аварийном пункте управления ЭБ. КИП показывают все необходимые параметры безопасности, способные обеспечить информацию, необходимую для оценки и прогнозирования вероятности и причин возникновения аварии и состояния ЭБ.
В табл. 23 приводятся в качестве примера характеристики функций состояния и наименования параметров, которые могут отображаться в КИП и характеризовать состояние аварийного ЭБ. Эти данные позволяют оперативному персоналу в процессе аварии контролировать важные для безопасности характеристики:

1. реактивность;
2. давление и температуру теплоносителя первого контура;
3. запасы теплоносителя первого и второго контуров;
4. целостность парогенераторов и в целом физических барьеров;
5. локализацию РАВ;

Таблица 23

Применение автоматизированных дистанционных средств диагностики с выводом результатов диагностических изменений на щит управления позволяет оценивать физическое состояние объектов АЭС. Диагностика термогидравлических аварий выполняется на основе предельных значений для измеряемых параметров объектов (давление и температура в элементах РУ, в ГО и др.).
Диагностика в общем случае базируется на комплексе аварийнопредупредительных сигналов или симптомов, характеризующих возможные исходные причины и относительную тяжесть событий.
В настоящее время на модернизируемых и новых АЭС предусматривается установка в постах управления авариями специальных компьютерных систем. Эти системы предназначены для оценки состояния РУ и в целом ЭБ, уровня тяжести аварии, анализа причин превышения основными параметрами пределов нормальной и безопасной эксплуатации (нейтронной мощности, расхода теплоносителя, радиационной обстановки и т.д.). Данные таких систем обеспечивают надежный контроль и возможность прогнозирования развития аварии, позволяют оценивать правильность действий персонала и корректировать их в процессе управления аварией.
Использование всего комплекса технических средств для управления авариями на АЭС будет эффективным лишь при соответствующей подготовке персонала. Персонал АЭС должен быть всегда готов к действиям в сложных аварийных условиях. С этой целью, кроме подбора высококвалифицированных, имеющих хорошую теоретическую и практическую подготовку специалистов, необходимо обеспечивать систематические тренировки оперативного персонала в учебно-тренировочных центрах на полномасштабных тренажерах. Это будет способствовать получению ими необходимых навыков по управлению такими авариями.
Учитывая, что ряд нарушений в работе АЭС связан с ошибками операторов, особое внимание следует уделять анализу и учету ошибок персонала, его действиям в процессе управления авариями и особенно — взаимодействиям и взаимосвязи всего оперативного персонала. Опыт эксплуатации АЭС показывает, что основной причиной ошибок персонала являются недостатки, как при подготовке и переподготовке персонала, так и в ограничении и в методическом обеспечении аварийных тренировок. Аварийные тренировки должны обязательно чередоваться с теоретическим изучением явлений, событий, процессов, присущих авариям.
Необходимо в процессе обучения управлению запроектными авариями обращать внимание на уровни тяжести их, характерные признаки и особенности, а также возможности использования, кроме штатных систем и оборудования безопасности, применяемых при проектных авариях, дополнительного оборудования и систем. Важной является также совместная отработка действий оперативного персонала, управляющего ЭБ, и других специалистов АЭС, которые могут и должны быть подключены к участию в локализации или ограничении тяжелых аварий.

Управление авариями на основе развития событий

При возникновении предаварийных ситуаций и аварий на АЭС используются два подхода к методам управления авариями: событийный подход и подход по состоянию ЭБ АЭС.
Первый метод (событийный метод управления авариями) до последнего времени имел широкое распространение и был основным. На его основе на АЭС разработаны руководства и инструкции по управлению и локализации аварий, которые могут происходить в реакторной и турбинной установках, в электрических системах и СБ.
В основе его лежит следующий принцип: производится начальная диагностика исходного события аварии, на основе диагностики и предварительного анализа протекания аварийных ситуаций выполняется предписанная последовательность действий по управлению авариями и достижению безопасного состояния, то есть приведение ЭБ в контролируемое состояние.
Такой принцип устанавливает то, что управление аварией осуществляется по линейной схеме от начальной диагностики, выполнения последовательных предварительно определенных (проектных) действий до восстановления нормального (проектного) состояния ЭБ АЭС (рис. 71).
Следует отметить, что в случае невозможности точного диагностирования ИСА последнее может быть отнесено к известному классу аварий. Для таких аварий предварительно разрабатывается стратегия управления ими с оптимизированными решениями и с учетом возможных последствий.
При несоответствии начальной диагностики реальности событий фактическое развитие аварийной ситуации, очевидно, не будет соответствовать проектным прогнозам.

Рис. 71

Применяемый событийный подход к управлению авариями использует детерминистический и вероятностный методы анализа аварийных событий, которые позволяют выявлять ИСА, угрожающие безопасности АЭС. К таким аварийным событиям относятся разрывы трубопроводов первого и второго контуров, трубок ПГ, потеря работоспособности систем, важных для безопасности и основного электропитания и др.
В общем случае на основе событийного метода на АЭС разработан комплекс различных руководств, инструкций и процедур по предотвращению, локализации или ограничению аварийных ситуаций и аварий. Эти эксплуатационные документы охватывают наиболее вероятные ИСА, учитываемые в проектных авариях (прил. 1). Они позволяют персоналу, исходя из принципа событийного подхода управления авариями, действовать в направлении преодоления аварийной ситуации и восстановления нормального состояния аварийного ЭБ.
Однако анализ результатов исследования трагической аварии на ЧАЭС и последующий опыт эксплуатации АЭС показали, что в реальных условиях схема развития аварийных ситуаций отличается от предписанного множества аварийных последовательностей, разрабатываемых на основе детерминистского и вероятностного методов. Управление авариями на основе событийного принципа (метода) не может охватить все возможные (многочисленные) комбинации этих событий. Кроме того, анализ и учет ошибок персонала, действующего по локализации тяжелых аварий, исходя из аварийных событий, подтверждает существенные недостатки этого метода.
Особенно его несостоятельность выявляется в случаях возникновения зависимых отказов по общей причине, ошибочной диагностики и неправильных действий персонала. Поэтому в настоящее время на АЭС разрабатываются и внедряются аварийные процедуры, которые используют не событийный подход, а подход на основе физического состояния компонентов АЭС и общего состояния ЭБ.