Реферат на тему Безопасность АЭС. Роль и задачи АСУТП в обеспечении безопасности эксплуатации АЭС

Содержание:

Введение 3
1. Безопасность АЭС 5
2. АСУТП АЭС 11
Заключение 19
Список литературы 21

Введение:

Жизнь современного человека в цивилизованном обществе сопряжена с многочисленными опасностями. В сфере производства, на транспорте, в окружающей среде всегда происходят события, которые оказывают или могут оказать вредное влияние на здоровье человека или даже могут быть причиной его смерти. Поэтому жизнь «без опасностей» является некорректной идеализацией, а термин «безопасность» следует понимать как систему мер по защите от опасностей, как возможность управления опасностями, умение предупреждать и предотвращать опасные ситуации.
Понятие «Безопасность АС» тесно связано с различными видами ущерба, с возможными вредными последствиями аварий на АС. Основной вид ущерба — потеря здоровья персонала и населения из-за радиационного воздействия радиоактивных излучений веществ, распространившихся на площадке АС или за ее пределами при тяжелых авариях.
Конечно значимы и другие виды ущерба — экономические потери от разрушения технических систем и сооружений, ущерба от потери трудновосполнимого источника энергоснабжения, потери от загрязнения территорий, водных систем, лесов. Не менее важен и экологически й ущерб — необратимые изменения в экосистемах, потери ценных видов живой природы из-за изменений в имунных системах, потери в видовом разнообразии.
Говорят, что
безопасность АС есть защищенность персонала, населения и окружающей среды от вредных радиологических последствий функционирования АС, т.е. от опасности вредного радиационного воздействия на здоровье персонала и населения как непосредственно от внешнего излучения, так и за счет радиоактивного загрязнения земли, воздуха или пищевых продуктов.
В международных нормах МАГАТЭ по безопасности АЭС, документах Программы разработки норм безопасности АЭС — Nuclear Safety Standards (NUSS), безопасность определена как защита всех лиц от чрезмерной радиологической опасности.
В документах МАГАТЭ, национальных Нормах и Правилах безопасности содержится подробное описание системы технических мер и организационных мероприятий, предпринимаемых для обеспечения безопасности АС на стадиях проектирования, строительства, монтажа, пуска, эксплуатации и вывода из эксплуатации АЭС. Все эти меры необходимы для создания гарантий того, что при всех режимах эксплуатации и проектных авариях дозы облучения персонала и населения, концентрации радиоактивных веществ в окружающей среде будут на разумно низком уровне и не будут превосходить установленные авторитетными органами пределы, а при запроектных авариях, т.е. выходящих за рамки предусмотренные проектом, радиологический ущерб для населения и окружающей среды будет приемлемо низким.
Технический уровень мер безопасности зависит от инженерной зрелости создателей АС, от опыта, накопленного в промышленности, от всего того, что охватывается термином «культура безопасности». Кроме того, эффективность защитных мероприятий зависит и от текущего состояния оборудования, подготовленности и дисциплинированности персонала. Поэтому следует говорить о безопасности АС, как о степени защищенности персонала, населения и окружающей среды от радиационного и другого вредного воздействия, возникающего при эксплуатации АС, в том числе при авариях. При этом эксплуатирующая организация должна быть готова показывать, что степень защищенности, реализуемая на станции, также как и вероятные риски и возможные ущербы таковы, что общество может признать их приемлемыми.
Целью работы является рассмотрение безопасности АЭС. Роли и задач АСУТП в обеспечении безопасности эксплуатации АЭС.

Заключение:

Согласно [1] атомная энергетика и информационные технологии относятся к приоритетными направлениями развития науки и техники в РФ. АСУТП АЭС сочетают эти два направления и являются одним из высокотехнологичных отечественных продуктов, используемых с успехом в России и на мировом рынке. Это, в частности, подтверждается пуском АЭС «Бушер» в Иране и АЭС «Куданкулам» в Индии, которые построены по проектам РФ и оснащены отечественным оборудованием и АСУТП. Значительная часть решений по АСУТП эксплуатируются и на отечественных АЭС, начиная с блока №3 Калининской АЭС. Отечественные АСУТП АЭС для водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), которые мы будем рассматривать в работе, прошли несколько этапов в своем развитии. Первый этап – это построение систем на основе жесткой логики, релейной техники, индивидуальных приборов контроля и управления и информационно вычислительных систем. Эти АСУТП были реализованы на малогабаритных реле и бесконтактных элементах и поставлены на Нововоронежскую АЭС (блок № 5) и другие АЭС и выполняли весь набор функций и задач, обеспечивающих надежную и безопасную работу АЭС по существующим тогда нормам. Это было достигнуто усилиями многих организаций, среди которых следует отметить Институт Атомэнергопроект, ЦНИИКА,ОКБ ГП, РНЦ КИ и СНИИП. Используемые средства имели относительно малый срок службы и низкую надежность. На данный момент времени завершена модернизация этих систем автоматизации этих АЭС с использованием современных средств автоматизации. Второе поколение АСУТП АЭС было создано в эпоху массового строительства АЭС с ВВЭР, когда понадобились унифицированные решения. Отличия состоят в расширении перечня функций и задач, применением модульной унифицированной элементной базы на базе бесконтактных элементов и появлением компьютерных систем и дисплейных средств контроля. Типичные представители АСУТП этого поколения установлены на АЭС с реакторной установкой ВВЭР-320 (Запорожская и последующие АЭС). Переход на бесконтактные элементы способствовал повышению надежности, но внес и такие негативные моменты как задержки в прохождении команд и тендеции формирования ложных команд при отказах в элементной базе. Ключевую роль в этой работе играли следующие организации: Институт Атомэнергопроект, ЦНИИКА,ОКБ ГП, РНЦ КИ, СНИИП и НПО «Элва». Третье поколение появилось в РФ в период массовой компьтеризации систем управления, когда иностранные заказчики потребовали, чтобы АСУТП были микропроцессорными и соответствовали требованиям МАГАТЭ в части функциональности, надежности и безопасности. Этот момент совпал с развалом промышленности в РФ, включая производство элементной базы и выпуск продукции Минприбором. Эта задача была успешно решена и такие АСУТП появились в России (Калининская АЭС, Нововоронежская АЭС) и за рубежом ( Иран, Индия). Ключевую роль в этой работе играли следующие организации: Институт Атомэнергопроект ,ОКБ ГП, РНЦ КИ, ИПУ РАН, СНИИП, ВНИИА и НИИИС.

Фрагмент текста работы:

1. Безопасность АЭС

Обеспечение безопасности реализуемых проектов является безусловным приоритетом для Инжинирингового дивизиона Госкорпорации «Росатом».
В основу обеспечения безопасности в проектах АЭС, разрабатываемых специалистами Инжинирингового дивизиона, заложен принцип глубоко эшелонированной защиты. Данный принцип основан на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду с целью защиты населения, а также системы технических мер по сохранению эффективности этих барьеров.
В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих основных функций безопасности:
— аварийного останова реактора и поддержания его в подкритическом состоянии
— аварийного отвода тепла от реактора
— удержания радиоактивных веществ в установленных границах
— отвода тепла от ядерного топлива при его хранении.
Все проекты АЭС с ВВЭР, разработанные специалистами Инжинирингового дивизиона, обладают общей особенностью, заключающейся в сочетании и оптимальном использовании активных и пассивных систем безопасности. Примененные системы безопасности пассивного принципа действия обеспечивают неограниченное во времени аварийное охлаждение активной зоны реактора в случае потери всех источников переменного тока (blackout) или в случае потери конечного поглотителя тепла. Если указанные исходные события сопровождаются «большой» течью первого контура, то длительность отвода тепла пассивными системами от реакторной установки составляет не менее 24 часов в проектах АЭС-92 и АЭС c ВВЭР 1000 и не менее 72 часов в проекте АЭС «ВВЭР-ТОИ». При малых течах это время увеличивается в несколько раз.