Комплекс методів та заходів забезпечення безпечної експлуатації та ефективності аес україни




Сторінка1/6
Дата конвертації13.04.2017
Розмір0,68 Mb.
  1   2   3   4   5   6
Національна академія наук України
Інституту проблем безпеки атомних електростанцій


КОМПЛЕКС МЕТОДІВ ТА ЗАходів забезпечення безпечної експлуатації та ефективності АЕС УКРАЇНИ

1. СКАЛОЗУБОВ Володимир Іванович – науковий керівник проекту, доктор технічних наук, професор, завідувач відділом аналізу безпеки АЕС Інституту проблем безпеки АЕС Національної академії наук України

2. КОМАРОВ Юрій Олексійович – відповідальний виконавець проекту,
кандидат технічних наук, завідувач сектором відділу аналізу безпеки АЕС Інституту проблем безпеки АЕС Національної академії наук України

3. БІЛЕЙ Данко Васильович – кандидат технічних наук, директор з безпеки Державного підприємства Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом»

4. ВАЩЕНКО Володимир Миколайович – доктор фізико-математичних наук, професор, професор кафедри екологічно збалансованих технологій та
моніторингу Державної екологічної академії післядипломної освіти та управління

5. ГАБЛАЯ Таїсія Володимирівна – заступник завідувача відділом аналізу безпеки АЕС Інституту проблем безпеки АЕС Національної академії наук


України

6. ДРАГАН Григорій Сильвестрович – доктор фізико-математичних наук, професор, професор кафедри теплофізики Одеського національного


університету імені І.І. Мечникова

7. КОЛИХАНОВ Віктор Миколайович – завідувач сектором відділу аналізу безпеки АЕС Інституту проблем безпеки АЕС Національної академії наук


України

8. МАЗУРЕНКО Антон Станіславович – доктор технічних наук, професор, директор Інституту енергетики и комп’ютерно-інтегрованих систем управління Одеського національного політехнічного університету

9. НОСОВСЬКИЙ Анатолій Володимирович – доктор технічних наук,
професор, завідувач відділом планування та управління зняття з експлуатації Інституту проблем безпеки АЕС Національної академії наук України

10. ЩЕРБІН Володимир Миколайович – кандидат фізико-математичних


наук, старший науковий співробітник, заступник директора з наукової роботи Інституту проблем безпеки АЕС Національної академії наук України

реферат

Київ - 2014

Вступ

Основним сучасним напрямком розвитку енергоблоків АЕС України, що діють, є підвищення безпеки і ефективності виробництва (експлуатації).

Багаторічний досвід (близько тисячі реакторо-років) експлуатації АЕС з водо-водяними енергетичними реакторами (ВВЕР) показав високий рівень надійності і безпеки реакторних установок типу ВВЕР. Проте сумно відомі катастрофи, а також настороженість, що зберігається, щодо ядерної енергетики в світовій спільноті визначають актуальність подальшого підвищення безпеки АЕС. Основні резерви підвищення безпеки АЕС з ВВЕР пов'язані з наступними напрямками:


  • вдосконалення бар'єрів безпеки глибокоешелонованого захисту;

  • розвиток і вдосконалення контролю стану обладнання і елементів систем, важливих для безпеки (СВБ);

  • модернізація і реконструкція СВБ для підвищення їх надійності і розширення можливостей по забезпеченню умов безпечної експлуатації;

  • кваліфікація обладнання АЕС у проектних режимах експлуатації.

Вдосконалення бар'єрів безпеки глибокоешелонованого захисту ВВЕР пов'язане, в першу чергу, з розробкою і впровадженням організаційно-технічних заходів щодо управління позапроектними та важкими аваріями. В ядерній енергетиці України ці питання фактично знаходяться в початковій стадії розвитку, вимагають вдосконалення і розвитку на основі науково-технічних обґрунтувань з урахуванням результатів поглибленого аналізу безпеки енергоблоків АЕС з ВВЕР і передового міжнародного досвіду.

З позиції підвищення безпеки розвиток систем контролю на АЕС з ВВЕР повинен бути направлений на розширення і вдосконалення оперативної та періодичної діагностики стану і надійності СВБ. В першу чергу це відноситься до систем контролю реакторної установки (РУ): стан металу та конструкційних характеристик корпусу реактора та внутрішньокорпусних пристроїв; діагностика течій, вібраційного стану та сторонніх предметів в реакторному контурі; оперативна діагностика стану теплоносія в реакторі. Глибоких науково-технічних обґрунтувань вимагає розробка і впровадження таких перспективних систем контролю реактора як шумова та термоакустична системи діагностики.

Багаторічний досвід експлуатації АЕС з ВВЕР показав, що вирішальний вплив на підвищення ефективності виробництва (КВВП  коефіцієнт використання встановленої потужності) енергоблоків АЕС з ВВЕР, що діють, надає обґрунтоване з позицій надійності та безпеки скорочення тривалості простоїв енергоблоків унаслідок планових або позапланових (аварійних) ремонтів. При цьому домінантним вкладником у зниження КВВП є планові ремонти (більше 80 %), як найбільш тривалі та часті. Тому ключовим питанням підвищення ефективності виробництва є скорочення тривалості планових ремонтів за рахунок: модернізації систем ядерного палива і його перевантаження; модернізації обладнання та технічних засобів проведення ремонтних кампаній; оптимізації та автоматизації управління і планування ремонтних кампаній.

Найекономічнішим напрямком підвищення КВВП є оптимізація планування ремонтів енергоблоків, яка полягає в розробці і впровадженні заходів, направлених на максимально можливе скорочення тривалості ремонтів, випробувань, контролю за умови забезпечення необхідного рівня надійності та безпеки експлуатації.

Важливо зазначити, що напрямки підвищення безпеки і ефективності виробництва АЕС з ВВЕР тісно зв'язані між собою. При розвитку напрямків підвищення ефективності виробництва і продовження експлуатації повинен неухильно дотримуватися принцип забезпечення необхідного рівня безпеки. З іншого боку, підвищення ефективності виробництва дозволить виділяти додаткові кошти на розвиток напрямків по підвищенню безпеки.
Науково-технічні підходи та результати

Колективом авторів у період з 1993 до 2010 р. був виконаний комплекс науково-дослідницьких та інженерно-технічних робіт з підвищення безпеки і ефективності виробництва АЕС України з ввер. У рамках цього проекту були розроблені і впроваджені наступні основні результати:



  • програма підвищення рівня безпеки і забезпечення радіаційного захисту;

  • науково-технічні основи і методичне забезпечення щодо управління позапроектними аваріями;

  • метод оперативної діагностики термоакустичної нестійкості у реакторних установках;

  • кваліфікація запорно-дросельного клапану швидкодіючої редукційної установки скидання пари до атмосфери (ШРУ-А) енергоблоків № 1-6 Запорізької АЕС;

  • оптимізація критичних шляхів планових ремонтів енергоблоків АЕС;

  • оптимізація планування ремонтів та випробувань обладнання СВБ;

  • оптимізація контролю металу та обладнання в період ремонту;

  • методи реалізації концепції переходу на ремонт за технічним станом;

  • методичні основи технічних обґрунтувань щодо продовження експлуатації обладнання та трубопроводів.

Розроблена програма підвищення рівня безпеки і забезпечення радіаційного захисту АЕС України є основою нормативного документа ГНД 95.1.01.03.058-2005, затвердженого та узгодженого Мінпаливенерго, Державним комітетом ядерного регулювання і Міністерством охорони здоров’я України. Програма включає чотири основних напрямки:

  • Аналіз відхилень від вимог щойно розроблених або перероблених нормативних документів, а також розпоряджень та вимог регулюючих органів.

  • Аналіз випадків перевищення адміністративно-технічних рівнів радіаційної безпеки (контрольних рівнів).

  • Аналіз ефективності діяльності АЕС з радіаційного захисту, структури управління радіаційним захистом, стану впровадження принципу оптимізації (ALARA).

  • Аналіз виконання заходів щодо підвищення рівня радіаційної безпеки та забезпечення радіаційного захисту на АЕС за минулий період.

У напрямку підвищення безпеки діючих АЕС розроблено методичне забезпечення з управління позапроектними аваріями (ПА), яке засноване на ідентифікації груп вихідних подій, симптомів та алгоритмів управління аварійними процесами по критичних конфігураціях систем, що забезпечують виконання критичних функцій безпеки. Розроблене методичне забезпечення дозволяє удосконалити діючу експлуатаційну документацію з управління позапроектними аваріями, враховуючи результати поглибленого аналізу безпеки діючих АЕС України з ВВЕР. Схематично узагальнений алгоритм управління ПА з втратою теплоносія представлений на рис. 1.

Рис. 1 - Узагальнений алгоритм управління позапроектними аваріями

  1   2   3   4   5   6


База даних захищена авторським правом ©uchika.in.ua 2016
звернутися до адміністрації

    Головна сторінка