Вопрос 4. В каких случаях при управлении яр возникают ядерные аварии и чем они отличаются от аварийных ситуаций ?

Ядерные аварии возникают при следующих НАРУШЕНИЯХ нормальных условий эксплуатации:

1) нарушении правил контроля и управления цепной реакцией при всех режимах управления ЯР ( перегрузка топлива, пуск, регулирование и остановка ЯР ),

2) образовании локальной критичности при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива и

3) нарушении теплопередачи между твэлами и теплоносителем, а также из-за их дефектов при изготовлении или в процессе эксплуатации твэлов.

Под аварийной ситуацией (АС) понимают такое состояние ЯР, которое при нарушении пределов или условий безопасной эксплуатации не перешло в ЯА. Это состояние относится к Нарушениям нормальных условий эксплуатации ( или кратко просто – нарушения ) и оно в отличие от ядерной аварии не требует полной остановки ЯР, а только уменьшения уровня мощности ЯР предупредительной защитой ( ПЗ ).

Вторым принципом явилось требование замены старого «детерминированного» подхода к проектным авариям, когда вид аварии задавался проектантам, - новым логико-Вероятностным Анализом Безопасности (ВАБ), при котором оценивались бы все возможные виды аварий и защита от них выбиралась после их сравнительной количественной оценки на основе риска потерь ( см. конец Темы №1 ).

При старом подходе проектантам задавался вид возможной аварии и предлагалось разработать методы защиты только от него. Он не учитывал ошибок специалистов ( Человеческого Фактора).

Практика аварий показала, что при старом подходе основное внимание уделялось прочности и надёжности механических конструкций, а 86% реальных аварий были связаны с ошибками специалистов на всех этапах жизненного цикла АЭС.

Третьим важным принципом было требование наряду с физическими и техническими барьерами для защиты от аварий и их последствиями ввести дополнительный барьер для предупреждения аварий .

Четвертым принципом явился отказ от «коллективной безответственности» и переход к персональной ответственности за любую выполняемую работу, который назвали « Культура Безопасности « (КБ ).

Вопрос 5. Расскажите о 4 методах, которых нужно придерживаться при проектировании аэс. Методы реализации этих принципов.

Согласно первому принципу все технические системы на энергоблоке по отношению к ЯБ были классифицированы на 2 группы:

1.Системы Важные для Безопасности (СВБ) и Системы, влияющие на Безопасность - первая группа и

2.Системы, Не Влияющие на Безопасность (СНВБ) – вторая группа.

Эта классификация важна для количественной оценки вероятностей отказов.

Состояния и виды отказов, важных для безопасности ( СВБ)

1. Логическое состояние »0» - аварийно-опасное с вероятностью Q₀ (t)

2. Логическое состояние »1» - аварийно-безопасное с вероятностью Q₁ (t)

3. Логическое состояние »2» - нормальное с вероятностью Р(t)

Согласно теории вероятности их сумма всегда равна Р(t) + Q₁ (t) + Q₀ (t) =1.

Поэтому для решения задач с отказами СВБ всегда нужно использовать трехзначную логику, а для СНВБ – только двухзначную.

Поскольку по данной классификации СКУЗ ЯР относятся к СВБ, то в теме №4 для оценки их готовности выполнять свои функции и предупреждения аварий мы будем пользоваться только трехзначной логикой.

Согласно второму принципу - нельзя задавать вид аварийно-опасного состояния САР, а нужно проанализировать вероятности всех аварийно-опасных случаев и выбрать для проекта систему с наименьшей вероятностью аварийно-опасных отказов.

Согласно третьему принципу для предупреждения возможных аварий мы введем серию автоматических ( динамических) барьеров на пути развития наиболее вероятных нарушений и аварий.

Согласно четвертому принципу ответственность за количественные оценки надёжности отдельных элементов возлагаются на заводы-изготовители и эксплуатационный персонал (который должен регистрировать виды отказов в реальных условиях эксплуатации ), а за структурные расчёты надёжности – на проектантов.

Теперь Вам должно быть понятно почему системы управления на АЭС должны быть :