Safety of nuclear power plant operation. Lecture 8.
Lectures on the discipline: "Safety of nuclear power plant operation" and "Сriteria of safety and risk assessment".
Safety of nuclear power plant operation. Lecture 8.
Lectures on the discipline: "Safety of nuclear power plant operation" and "Сriteria of safety and risk assessment".
This presentation discusses the safety aspects of nuclear power plant design with respect to design basis parameters. It introduces concepts of nuclear safety and defense-in-depth. The document outlines safety objectives, requirements for multiple barriers and redundancy. It describes categories of postulated initiating events and how common cause failures are addressed. Safety classification and detailed design rules are also summarized. Finally, the presentation provides an overview of site-specific external hazards for the Rooppur Nuclear Power Plant in Bangladesh and compares its design basis safety to that of VVER reactor designs.
The document discusses basic safety concepts in nuclear engineering, including defense in depth using multiple barriers, fail-safe design, redundancy, and diversity. It also addresses protection goals around reactivity control, fuel cooling, and radiation exposure. Safety concepts apply concepts from nuclear engineering to conventional industry to significantly reduce accident risk.
Nuclear reactor safety has three main objectives: protecting operating personnel, the public, and minimizing environmental impact. There are three levels of safety - preventing accidents through design, safety systems to protect in the event of accidents, and additional margin of safety for unlikely events. Multiple barriers like fuel pellets, cladding, and containment vessels are used. Inherent safety features and principles like negative temperature and void coefficients also make reactors safer. Radiation exposure is limited by principles of justification, optimization, and dose limits using concepts like ALARA and time, distance, and shielding. Major nuclear reactor accidents are classified on the International Nuclear Event Scale while minimizing hazards to present and future generations.
This document discusses moderators, homogeneous aqueous reactors (HAR), and safety measures for nuclear power plants. It describes how moderators like graphite, heavy water, and beryllium are used to slow neutrons and maintain nuclear reactions at power plants. HARs, where soluble nuclear fuels are mixed homogeneously with water, are introduced as an alternative reactor design with advantages like inherent safety and ability to use natural uranium. Finally, key safety measures for nuclear plants are outlined, including plant location, construction quality, waste treatment, ventilation, exclusion zones, safety systems, inspections, and waste disposal.
This document discusses nuclear safety issues in India. It summarizes several nuclear incidents that have occurred in India since 1991, including tritium leaks, fires, and accidental exposure to radioactive materials. It notes that the Atomic Energy Regulatory Board, which is meant to ensure nuclear safety, is not fully independent and lacks sufficient staff and oversight capabilities. The document also outlines criticisms of India's Nuclear Liability Act, which caps payouts for nuclear accidents and limits the ability of victims to sue for damages. Overall, the document raises concerns about the frequency of incidents, lack of transparency, and weak regulatory structure for nuclear safety in India.
The ROSATOM state corporation launched a project to improve the quality of presentations used for strategic communications and events. Over 250 staff members were involved in creating 500-1000 presentations annually. The project partnered with consulting firm PowerLexis to conduct seminars and trainings for over 100 staff. A 4-part presentation template was developed along with an automation tool. Assessments found skills and quality improved. The new presentation standards and processes have been adopted across ROSATOM and its subsidiaries.
Electricity was first generated by a nuclear reactor in 1951 in the US. The world's first nuclear power plant to power a grid was built in 1954 in the USSR. The first commercial nuclear power station opened in 1956 in England. India's first nuclear power plant, Tarapur Atomic Power Station, opened in 1969 and housed two 160 MW reactors, the first in Asia. Nuclear power currently generates 4,780 MW in India from 20 reactors, with 5 more plants under construction. India plans to significantly expand nuclear power to 64,000 MW by 2032.
The document discusses the basic structure and operation of nuclear power plants. It describes how nuclear fission produces heat that is used to generate electricity. Nuclear power plants use uranium fuel in a reactor core to produce heat and steam that drives turbines connected to generators, producing electricity. The document outlines the major components of nuclear power plants including the reactor, steam generators, turbines and various safety systems. It also discusses different types of reactors and the benefits of nuclear energy.
Nuclear energy is generated from nuclear fission or fusion reactions. Fission of heavy radioactive elements like uranium and plutonium produces heat that is used to generate electricity in nuclear power plants. Fusion combines light elements and occurs in the sun but cannot currently be used to generate electricity. Nuclear energy has advantages of low emissions but disadvantages of high costs and radioactive waste storage issues. India has a three-stage nuclear program utilizing thorium and aims to increase its nuclear energy capacity.
Nuclear power plants generate electricity through nuclear fission. In a pressurized water reactor (PWR), heat from nuclear fission is used to heat water and produce steam to turn turbines and generate electricity. The steam does not come into contact with radioactive materials. Nuclear power plants produce far more energy from uranium fuel than fossil fuel plants and produce no greenhouse gases, but nuclear waste requires careful storage and disposal.
Nuclear power plants generate electricity through a process of nuclear fission. Uranium atoms are mined, enriched, and formed into ceramic pellets that are bundled into fuel rods. When the fuel rods are placed in the reactor, neutrons cause the uranium atoms to split and release heat. This heat is used to boil water into steam which spins turbines that generate electricity. Reactors are designed with multiple safety features like thick concrete and steel containment structures to prevent radiation release.
Pakistan currently operates two nuclear power reactors generating 2.4% of the country's electricity. The Pakistan Atomic Energy Commission is responsible for all nuclear energy programs. The KANUPP reactor near Karachi began operating in 1971 and the Chashma-1 reactor began operating in 2000 with assistance from China. A third nuclear reactor is planned to begin operating in 2010 to further increase nuclear power generation in Pakistan.
Nuclear power plants produce electricity through nuclear fission, which is the splitting of uranium atom nuclei. This releases a large amount of energy that is used to heat water and produce steam that spins turbines to generate electricity. While nuclear energy produces few greenhouse gas emissions, it generates radioactive nuclear waste that is difficult to store and remains dangerous for thousands of years. The economics of nuclear power are impacted by its high capital costs to build plants, but also low fuel costs over the plant's lifetime.
Civil engineering is one of the oldest and broadest fields of engineering. It includes designing, building, and managing infrastructure projects like roads, bridges, dams, and sanitation systems. Civil engineers work to improve quality of life through transportation networks, water systems, and addressing environmental issues. Some major areas of specialization include structural engineering, transportation engineering, geotechnical engineering, and water resources engineering. The document also lists seven iconic examples of civil engineering wonders: the World Trade Center, Eiffel Tower, Empire State Building, Statue of Liberty, Metropolitan Museum of Art, Golden Gate Bridge, and Burj Al Arab hotel.
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...Ukrainian Nuclear Society
Презентація технічного директора міжнародних проектів ÚJV Řež, a. s. Володимира Кргоунека в рамках Міжнародної конференції з нагоди 10-річчя АУЯФ "Український ядерний форум 2019: ядерна енергетика - стан та тенденції розвитку"
«Проблемы надежной эксплуатации объектов малой генерации в электрических сетях»BDA
Илюшин Павел Владимирович, к.т.н., заместитель генерального директора, главный инспектор ЗАО «Техническая инспекция ЕЭС» (Москва) «Проблемы надежной эксплуатации объектов малой генерации в электрических сетях»
Safety of nuclear power plant operation. Lecture 5.
1. www.iate.obninsk.ru
Самохин Д.С., к.т.н.,
Заведующий кафедрой “Расчет и конструирование
реакторов АЭС” (РКР АЭС)
www.samokhin.ucoz.ru
1
Безопасность эксплуатации АЭС.
Критерии безопасности и оценка риска.
Часть №5
2. www.iate.obninsk.ru
Лекция №5. Обеспечение безопасной работы ЯЭУ
Содержание.
1 Общие требования нормативных документов
2
3
4
5
6
Классификация РУ по некоторым признакам
Требования к системам воздействия на реактивность
3
Специфика критических стендов и РУ
Литература
4. www.iate.obninsk.ru
Общие требования нормативных документов
Поскольку самыми страшными результатами аварий на реакторных установках
являются повреждение активной зоны и/или р/а выброс сверх допустимых
пределов, то в ОПБ-88/97 оговорены верхние пределы для вероятностей этих
неприятных событий:
- «следует стремиться к тому, чтобы оценочное значение вероятности тяжелого
повреждения или расплавления при запроектных авариях активной зоны не
превышало 10-5 на реактор в год»;
-«следует стремиться к тому, чтобы оценочное значение вероятности
предельного аварийного выброса не превышало 10-7 на реактор в год».
4
Исходя из каких соображений получены эти цифры?
5. www.iate.obninsk.ru
Общие требования нормативных документов
Другими словами, в нормативный документ внесены вероятностные
категории, которые служат некоторым мерилом уровня безопасности АС.
5
Исходя из каких соображений получены эти цифры
10-5 1/(реакт*лет) и 10-7 1/(реакт*лет)?
6. www.iate.obninsk.ru
Общие требования нормативных документов
Специальные требования (ПБЯ) предъявляют к аппаратуре и приборам:
1) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля
нейтронной мощности;
2) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля
скорости нарастания мощности (периода);
3) если в работе менее 3 каналов контроля мощности и периода, то должен
быть выработан сигнал АЗ;
4) логика СУЗ и АЗ работает по мажоритарной схеме 2 из 3;
5) диапазоны контроля мощности (ДИ, ДП, ДМ) должны перекрываться
между собой не менее чем на порядок.
6
7. www.iate.obninsk.ru
КЛАССИФИКАЦИЯ РУ
ПО НЕКОТОРЫМ
ПРИЗНАКАМ
2
7
В ПБЯ основные требования (в том числе количественные)
выдвигаются на устройства контроля параметров и воздействия на
реактивность РУ. Некоторые из них являются общими для всех РУ,
но есть и различия, связанные со спецификой соответствующих
типов РУ.
Какие признаки?
1. Назначение
2. Возможность доступа людей
3. Знание характеристик зоны
8. www.iate.obninsk.ru
Классификация РУ по некоторым признакам
Назначение.
С одной стороны – критические стенды, не требующие
охлаждения активной зоны, не накапливающие продукты деления в
заметных количествах и не требующие съема остаточного
тепловыделения;
с другой – исследовательские реакторы, которые уже
требуют организации охлаждения активной зоны, накапливающие
заметное количество р/а продуктов и требующие съема остаточного
тепловыделения;
с третьей – мощные энергетические реакторы,
накапливающие такое количество тепла, р/а продуктов и других
видов потенциальных опасностей, что крупная авария на АС может
стать национальной катастрофой (как авария на TMI, ЧАЭС или
Fukushima).
8
9. www.iate.obninsk.ru
Классификация РУ по некоторым признакам
Возможность доступа людей к активной зоне.
С одной стороны , когда реактор на АС и ИР закрыт для
непосредственного доступа, работает на номинальной мощности
(это его назначение) от пуска до останова на ППР;
с другой – когда реактор на КС используется для
исследования его собственных характеристик и персонал регулярно
производит перегрузки активной зоны, перестановки аппаратуры и
другие манипуляции в непосредственной близости от активной
зоны. При этом режимы работы реактора могут быть самыми
разными: пуски и остановы, перемены уровня мощности, внесение
различных возмущений в реактор, например, импульсным
источником нейтронов, осцилляциями реактивности и т.п.
9
10. www.iate.obninsk.ru
Классификация РУ по некоторым признакам
Знание физических характеристик активной зоны.
С одной стороны, когда, как на АС, реактор имеет штатную,
многократно проверенную загрузку;
с другой – как на ИР и КС, загрузки разные и эффекты от
экспериментальных устройств (на ИР) и экспериментальных
загрузок (на КС) как раз и являются предметом изучения.
10
12. www.iate.obninsk.ru
Требования к системам воздействия на реактивность
1. Никакие операции с реактором, могущие привести
к росту коэффициента размножения, нельзя
производить, если реактор незащищен.
Следовательно, возникает общее требование:
ЗАПРЕЩЕНО производить какие-либо операции с
реактором, если органы АЗ не взведены.
12
13. www.iate.obninsk.ru
Требования к системам воздействия на реактивность
2. Необходимо быть уверенным в защите реактора
Следовательно, возникают общие требования.
2.1 AЗ должна быть сконструирована так, чтобы начатое защитное действие она
доводила до конца.
2.2 Должно быть, как минимум, две независимых системы останова,
(элементное резервирование).
2.3 Защищать реактор необходимо, как минимум, по двум параметрам
(функциональное резервирование):
- по превышению уставки по мощности;
- по превышению уставки по скорости нарастания мощности.
2.4 AЗ должна быть такой, чтобы даже при возникновении отказа в ней самой
она была способна выполнить защитную функцию (принцип «безопасность
при отказе»).
2.5 AЗ должна быть такой, чтобы срабатывала даже при отсутствии источников
энергии (при обесточивании)
2.6 Органы AЗ должны иметь такую конструкцию, чтобы могли срабатывать из
любого промежуточного положения
2.7 Ни на каком участке ввода органов AЗ в реактор не должна вноситься
положительная реактивность
13
14. www.iate.obninsk.ru
Требования к системам воздействия на реактивность
3. Самое страшное, что может произойти с реактором, –
разгон на мгновенных нейтронах. Это может случиться, если в реакторе
реализуется мгновенная надкритичность − реактивность, превышающая .
Следовательно, возникает общее требование:
3.1 эффективность AЗ без одной наиболее эффективной группы
должна быть такой, чтобы погасить непредусмотренный рост мощности
в такой степени, в какой это требуется, чтобы защитить реактор и/или
персонал.
3.2 если вносимая реактивность <0.7 , то ее можно вводить
непрерывно со скоростью не более 0.07 /сек.;
3.3 если вносимая реактивность ≥0.7 , то ее можно вводить только
шагами не более, чем по 0.3 , причем каждый шаг должен
инициироваться человеком с выдержкой по времени 20-100 сек. для
затухания переходных процессов. Ограничения на скорость ввода в
пределах шага прежние.
Для разных типов реакторов количественные требования к эффективности
AЗ разные и будут обсуждены позже.
14
15. www.iate.obninsk.ru
Требования к системам воздействия на реактивность
4. ЗАПРЕЩЕНО производить изменение реактивности в процессе работы с
реактором двумя и более способами одновременно (даже в безопасную
сторону).
15
16. www.iate.obninsk.ru
СПЕЦИФИКА КРИТИЧЕСКИХ
СТЕНДОВ И РЕАКТОРНЫХ
УСТАНОВОК
4
16
1. Специфика критических стендов
2. Специфика исследовательских и энергетических
реакторных установок (РУ).
3. Комплекс быстрых физических стендов БФС-1 и БФС-2.
17. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
Специфика критических стендов
- Активные зоны могут быть недостаточно изучены и физические эффекты от
манипуляций с ними могут быть недостаточно известны.
- В боксах критических стендов постоянно ведутся какие-либо работы по
изменению состава активных зон, установке или перестановке систем
регистрации параметров и другого оборудования, т.е. нахождение
персонала в боксах критических стендов – рядовое, более того,
необходимое явление.
СЛЕДОВАТЕЛЬНО
Запрещено во время эксперимента заходить в бокс (должна быть
предусмотрена блокировка на двери), если AЗ не взведена в рабочее
положение, т.к. это последний барьер защиты человека,
непосредственно контактирующего с элементами активной зоны.
Работы персонала по обслуживанию оборудования непосредственно на
критсборке должны проводиться только в подкритическом состоянии и
не менее чем двумя сотрудниками.
17
18. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
Специфика критических стендов
- Поскольку главная ценность – человек, то при аварии
необходимо, прежде всего, защищать персонал и только
потом установку.
СЛЕДОВАТЕЛЬНО
Скорость ввода органов AЗ в активную зону должна быть
максимально возможной, и ограничена снизу: не более,
чем за 1 сек.
органы A3 должны срабатывать по сигналу от
любого канала аварийной защиты
18
19. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
Специфика исследовательских и энергетических РУ
- Требуют организации охлаждения активной зоны.
- При работе реактора персонал не находится в непосредственном
контакте с активной зоной, т.е. прежде всего необходимо защищать
реактор, а потом людей.
СЛЕДОВАТЕЛЬНО
требования на логику срабатывания AЗ мягче по
сравнению с требованиями для критстендов, а именно,
AЗ может срабатывать по мажоритарной логике, т.е.,
например, по логике «2 из 3-х».
В этом случае существенно уменьшается вероятность
ложных срабатываний, например, из-за отказов в самой
системе AЗ, т.е. повышается экономичность
использования установки и меньше возникает
неоправданных переходных режимов и
тепломеханических нагрузок на оборудование.
19
20. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
Специфика исследовательских и энергетических РУ
- слишком быстрое снижение мощности реактора по сигналу AЗ может привести к
повреждению активной зоны из-за чрезмерных тепломеханических нагрузок
СЛЕДОВАТЕЛЬНО
количество, расположение, эффективность и скорость
введения исполнительных органов AЗ должны быть
обоснованы в проекте, где должно быть показано, что AЗ
способна
- не допускать повреждения твэлов сверх допустимых
пределов;
- приводить реактор в подкритическое состояние, когда
это потребуется.
20
21. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
Специфика исследовательских и энергетических РУ
- причиной необходимости срабатывания AЗ могут служить неполадки в
тепломеханическом оборудовании
СЛЕДОВАТЕЛЬНО
в проекте должно быть показано, какого объема и как
должна быть организована система технологических
защит в дополнение к обязательным защитам по
мощности и скорости ее нарастания
21
22. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-
энергетический институт имени А.И.Лейпунского. Комплекс
быстрых физических стендов БФС-1 и БФС-2
22По данным к.т.н. Жукова Александра МаксимовичаBFS-2
23. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
The BFS-2 critical facility was designed in the IPPE for the full-
size simulation of cores and shielding of large fast reactors
with a unit power up to 3000 MWe. It was put into operation in
October 1969.
About 10.000 tubes are installed inside of the vessel with an
effective diameter ~ 5 meters and a height ~ 3.3 meters.
They are made of stainless steel, also aluminium one are
available. Their outside diameter is 50 mm and the wall thickness
is 1mm. The hexagonal lattice pitch of the grid is 51 mm.
The space between the tubes can be filled with round or
triangular stainless steel, Al or polythene sticks. For carrying out
calibration measurements in the thermal spectrum of neutrons,
the critical facility is equipped with the graphite column .
23По данным к.т.н. Жукова Александра Максимовича
24. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
The BFS-1 facility designed in the IPPE for the full-scale
simulation of cores and shielding of small and medium fast
reactors with a unit power up to 1000 MWe, and mostly use for the
benchmark investigations. BFS-1 stand was put into operation
in June 1961. The reactor vessel of BFS-1 facility with inner
diameter 2000 mm, 2600 mm high . About 1200 tubes are
installed inside of the vessel. They are made of stainless steel or
from aluminium. The parameters of the tubes are quite the same
as for BFS-2 except more shorter length 2280 mm.
24По данным к.т.н. Жукова Александра Максимовича
25. www.iate.obninsk.ru
Специфика критических стендов и РУ
25По данным к.т.н. Жукова Александра МаксимовичаBFS
At the BFS facilities there are the large amount of fissile materials
(metal and dioxide of uranium 36% and 90% enrichments, weapon
and reactor grade metal plutonium, about 8 tons), about 280 tons
of fertile materials, 120 tons of structural materials (stainless
steel, Al, Ni, Nb, Zr, C, B4C, Al2O3..) and 9 tons of coolant materials
(sodium, lead). All the reactor materials are in form of pellets with
diameter 47 mm and 10-0.1mm thickness. The pellets some of the
reactor materials covered by Al or SS.
The space between the tubes can be filled with round or
triangular stainless steel, Al or polythene sticks.
26. www.iate.obninsk.ru
ЛИТЕРАТУРА
5
26
1. Волков Ю.В. Надежность и безопасность ЯЭУ: учеб. пособие по курсу
«Надежность и безопасность ЯЭУ» / Ю.В. Волков, О.Б. Дугинов, Д.А.
Клинов – Обнинск : ИАТЭ, 2005. (страницы 42-45).
2. Украинцев В.Ф. Физический пуск реактора. Методическое пособие.
(страница 9) [http://samokhin.ucoz.ru/load/1-1-0-8]
3. Сайт АО ГНЦ РФ-ФЭИ имени А.И.Лейпунского [http://www.ippe.ru/]