Реферат: Принципы обеспечения безопасности АС на этапах, предшествующих эксплуатации - текст реферата. Скачать бесплатно.
Банк рефератов, курсовых и дипломных работ. Много и бесплатно. # | Правила оформления работ | Добавить в избранное
 
 
   
Меню Меню Меню Меню Меню
   
Napishem.com Napishem.com Napishem.com

Реферат

Принципы обеспечения безопасности АС на этапах, предшествующих эксплуатации

Банк рефератов / Технологии

Рубрики  Рубрики реферат банка

закрыть
Категория: Реферат
Язык реферата: Русский
Дата добавления:   
 
Скачать
Microsoft Word, 333 kb, скачать бесплатно
Заказать
Узнать стоимость написания уникального реферата

Узнайте стоимость написания уникальной работы

15 ГОСУДАРСТВЕННАЯ АКАДЕМИЯ УПРАВЛЕНИЯ им . С . ОРДЖОНИКИД ЗЕ КУРСОВАЯ РАБО ТА ПО КСЕ на тему “принципы обеспечения безопасност и АС на этапах , предшествующих эксплуатации” ВЫПОЛНИЛА СТУДЕНТКА : О.В . Пименова , ПМ в эн ергетике , I -2 РУКОВОДИТЕЛЬ КУРСОВОГО ПРОЕКТА : проф . В.Я . Афанасьев. Москва , 1997 год. О ГЛАВЛЕНИЕ * В ВЕДЕНИЕ 3 * ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ 4 * НОРМАТИВНАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ 7 * ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ БЕЗОПАСН ОСТИ : 1. ПРИНЦИП ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ 8 2. ФУНДАМЕНТАЛЬНЫЕ ФУНКЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ : 1 2 I. КОНТРОЛЬ И УПРАЛЕНИЕ Р ЕАКТИВНОСТЬЮ 12 II. ОХЛАЖДЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА 14 III. ЛОКАЛИЗАЦИЯ И НАДЕЖНОЕ УДЕРЖАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ 15 3.ПРИНЦИП ЕДИНИЧ НОГО ОТКАЗА 16 * ЗАКЛЮЧЕНИЕ 18 СПИСОК ИС ПОЛЬЗОВАННОЙ Л ИТЕРАТУРЫ I. C правочно-информационный материал по безопасности российских атомных станций (АС ) “Безопасность атомных станций” . РосэнергоАтом и ВНИИАЭС, М .:1994. II. Справочник по безопасности АС при эксплуатации “ Memento de la Su rete Nucleaire en Exploitation ” . Electricite de France :1993. ВВЕДЕНИЕ В РФ , как и во многих странах мира , сооружаются и работают атомные электростанции , предназначенные для производства электроэнергии и тепла. По назначению и технологическому принцип у действия атомные электростанции практич ески не отличаются от традиционных тепловых электростанций (ТЭС ), использующих в качестве топлива уголь , газ или нефть . Как и ТЭС или другие промышленные предприятия , ат омные электростанции неизбежно оказывают опре д еленное влияние на окружающую их природную среду за счет : * технологических сбросов тепла (тепловое загрязнение ); * общепромышленных отходов ; * выбросов , образующихся пр и эксплуатации газообразных и жидких радиоакт ивных продуктов , которые хотя и незн ач ительны и строго нормированы , но имеют мес то. Главная особенность технологического процесса на АС с использованием ядерного топлива заключается в образовании значительных количеств радиоак тивных продуктов деления , находящихся , в основ ном , в тепловыделяющ их элементах активной зоны реактора . Для надежного удержания (л окализации ) радиоактивных продуктов в ядерном топливе и в границах сооружений атомной с танции в проектах АС предусматривается ряд последовательных физических барьеров на пути распространения р а диоактивных веществ и ионизирующих излучений в окружающую ср еду . В связи с этим атомные станции те хнически более сложны по сравнению с трад иционными тепловыми и гидравлическими электроста нциями. Как показывает практика , на АС возможн ы нарушения режимов нор мальной эксплуатац ии и возникновение аварийных ситуаций с в ыходом радиоактивных веществ за пределы АС . Это представляет потенциальный риск для пе рсонала АС , населения и окружающей среды и требует принятия технических и организационн ых мер , снижающих вероя т ность возн икновения таких ситуаций до приемлемого миним ума. С публикацией документа МАГАТЭ INSAG -4 “Культура безопасности” из менился взгляд на пути обеспечения безопаснос ти . В частности , в данном документе подчер кивается необходимость формирования у эксплу атационного персонала не механического , а осознанного , нацеленного на безопасность мыш ления и следованиям нормативной документации. ЦЕЛИ И ЗА ДАЧИ Любые в иды промышленной деятельности характеризуются на личием риска возникновения аварий с серьезным и послед ствиями . Для каждого вида деят ельности риск специфичен , также как и меры по его уменьшению . Так , в химической п ромышленности это риск утечки токсичных вещес тв в окружающую среду , риск пожаров и взрывов на химических заводах . Ядерная промыш ленность не явля е тся исключением. Особенностью объектов ядерной энергетики , основную часть которых представляют атомные станции , является образование и накопление зн ачительных количеств радиоактивных веществ в процессе их эксплуатации . Большую их часть составляют продукты деления урана с с уммарной активностью порядка 10 20 Беккерелей (Бк ) Беккерель , равный о дному распаду в секунду . Активность . . Именно по этой причине с АС связан специфический риск — потенциальная радиологическая опасность для населения и окружающей среды в случае выхода радиоа ктивных продуктов за пределы АС. Многолетний опыт эксплуатации АС показыва ет , что при работе в нормальных режимах они оказывают незначительное влияние на ок ружающую среду (радиационное воздействие от н их составляет величины , не превы шающие 0,1-0,01 от фоновых значений природной радиации ). В отличии от электростанций , работающих на органическом топливе , АС не потребляют кисл ород , не выбрасывают в атмосферу золу , угл екислый и сернистый газы и окись азота . Радиоактивные выбросы атомной с танци и в атмосферу создают в десятки раз м еньшую дозу облучения на местности , чем те пловая станция той же мощности. * ** Например , тепловая станция мощностью 1000 МВт в ыбрасывает около 9000 тонн золы в год , содерж ащей около 1,8*10 5 -3,7*10 6 Бк /т естественны х радиоактивных нуклидов. * Тем не менее , при эксплуатации АС не включается вероятность возникновения инцидент ов и аварий , включая тяжелые аварии , связа нные с повреждением тепловыделяющих элементов и выходом из них радиоактивных веществ . Тяжелые аварии про ходят очень редко , но величины их последствий при этом очень велики . Таким образом , вероятность возникнове ния аварии находится в обратной зависимости от величины ее последствий , что хорошо иллюстрирует кривая Фармера . Основной целью обеспечения безопа снос ти на всех этапах жизненного цикл а АС является принятие эффективных мер , на правленных на предотвращение тяжелых аварий и защиту персонала и населения за счет предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при любых обстоятельствах. АС явл яется безопасной , если : * р адиационное воздействие от нее на персонал , население и окружающую среду при нормально й эксплуатации и при проектных авариях не приводит к превышению установленных величин ; * р адиационное воздействие ограничивается до приемл е мых значений при тяжелых (запроектных ) авариях. Жизненный цикл АС , начиная с этапа проектирования и заканчивая этапом снятия с эксплуатации , пронизан деятельностью , направленной на обес печение безопасности , причем для каждого этап а характерен свой набор за дач. КРИВАЯ ФАРМЕРА (зависимост ь величины последствий аварии от вероятности ее возникновения ) ПОСЛЕДСТВИЯ (дозовый предел облучения , Зв /год ) недопустимая зона 0,1 остаточ- ный риск * 0,004 проектные аварии риск отказов и нарушений при нормальной эксплуатации 10 -7** 10 -2 ВЕРОЯТНОСТЬ * остаточный риск - это риск , который продолжает существовать несмотря на все предп ринятые меры (например , риск падения метеорита на защитную оболочку АС ) ** вероятн ость 10-7 означает , что событие может про изойти 1 раз в 10 000 000 лет. Основы безопасной эксплуатации АС заклады ваются на этапе проектирования , поэтому главные задачи этого э тапа — наиболее полный учет в проекте требований и принципов безопасност и , ис пользование систем безопасности и таких проек тных решений , при которых реакторная установк а обладает свойствами самозащищенности. На этапах изготовления оборудования и строительства АС за дачами безопасности являются применение апробиро ванных технологи й , соблюдение проектных т ребований и требований специальной нормативно-тех нической документации и выполнение работ на высоком уровне качества. На этапе ввода в экспл уатацию задачами обеспечения безопа сности являются всеобъемлющие и качественные наладка и ф ункциональные испытания смонти рованного оборудования и систем с целью п одтверждения их соответствия требованиям проекта. На этапе эксплуатации главной задачей обеспечения безопаснос ти является ведение технологических режимов м соответствии с технологически м регламент ом , инструкциями по эксплуатации и другими регламентирующими документами при наличии необ ходимого уровня подготовки персонала и органи зации работ . Конкретные задачи зависят от режимов эксплуатации. Задача нормальной эксплуатации — сведение к м инимуму радиоактивных выбросов , присущих режиму нормально й эксплуатации , за счет : * обеспечения правильного функционирования систем и оборудования ; * предупреждение отказов и аварий. При во зникновении отказов и инцидентов — предотвращение из перерастан ия в проектные аварии за счет : * следования соответствующим инструкциям ; * контроля за важными для безопасности параметрами. При во зникновении проектных аварий — предотвращение их перерастания в запроектные за счет : * следования инструкциям и процеду рам по управлению и ликвидаци и аварий ; * контроля правильности фу нкционирования систем безопасности. При во зникновении запроектных аварий — сведение к минимуму воздействия радиации н а персонал , население и окружающую среду з а счет : * ввода в действие п ланов мероприятий по защите персонала и населения ; * следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авар иями. На этап е снятия с эксплуатации задачей безопасности является выполнен ие мероприятий по долговременному захоронению радиоактивн ых продуктов и надзору за безопасностью при выполнении демонтажа оборудо вания. НОРМАТИВНАЯ ДО КУМЕНТАЦИЯ В насто ящее время мировым сообществом выработаны общ ие принципы обеспечения безопасности АС . Они универсальны для всех типов реакторов , хо тя и су ществует необходимость их адап тации к проектным или эксплуатационным особен ностям конкретных реакторных установок . Эти п ринципы уточняются и дополняются по результат ам опыта эксплуатации и анализа аварий (на пример , анализа уроков , извлеченных из аварии на АС “Три Майл Айленд” ). Основные принципы безопасности содержатся как в российской нормативной , так и в международной нормативно-регламентирующей документации . Международным Агентством по атомной энергии (МАГАТЭ ) и Международной консультативной груп пой по я дерной безопасности ( INSAG ) Межд ународная консультативная группа по ядерной б езопасности является группой при генеральном директоре МАГАТЭ ; ее основные функции : · обмен информацией по проблемам безопасности , имеющим международное з начение ; · определени е важных современных проблем ядерной безопасности ; · формулировка всеми раз деляемой концепций и подходов к безопасности АС. разработан ряд рекомендате льных документов , определяющих общие подходы и принципы обеспечения безопасности . Среди ни х документами принципиального значения явля ются : “Основные принципы безопасности атомных электростанций” ( INSAG-3 ) и “Культура безопасности” ( INSAG-4 ). В Российской Федерации действует более сотни специальных правил и норм (серия “Правила и нормы в атомной энергетике” - ПНАЭ ). Эта документация нормативного хар актера охватывает все этапы жизненного цикла АС ; она была разработана на основе ме ждународного опыта с учетом российской специф ики . В частности , в “Общих положениях обес печения безопасности атомных станций -(ОПБ -88 ) ” как в документе верхнего ур овня , определены основные цели , критерии и принципы безопасности АС , на основе которых разработаны специальные нормы и правила сл едующих уровней . В ОПБ -88 учтены рекомендации INSAG -3, INSAG -4 и других доку ментов МАГАТЭ. ОСНОВН ЫЕ ПРИНЦИПЫ БЕЗОПАСНОСТИ : 1. ПРИНЦИП ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ Среди основных принципов безопасности АС особое место занимает принцип защиты в глубину (глубоко эшелонированной защиты ). Принцип глубоко эшелонированной защиты предполагает создание ряда последов ательных уровней защиты от вероятных отказов технических средств и ошибок персонал а , включая : * установление по следовательных физических барьеров на пути ра спространения радиоактивных продуктов в окружающ ую среду ; * предусмотрен ие технических и админис тративных меропри ятий по сохранению целостности и эффективност и этих барьеров ; * предусмотрен ие мероприятий по защите населения и окру жающей среды в случае разрушения барьеров. Принцип глубоко эшелонированной защиты обеспечивает ограничение в рамках кажд ого уровня (эшелона ) по следствий вероятных отказов технических средств и ошибок персонала и гарантирует , что единичный отказ технически x средств или ошибка персонала не приведут к опасным последствиям . В с лучае множественных отказов технических средств и /и ли ошибок персонала , применение этого принципа снижает вероятность отрицательн ого воздействия радиации на персонал , населен ие и окружающую среду. В основе данного принципа лежит устан овление ряда последовательных физических барьеро в , обеспечивающих надежно е удержание ради оактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АС . Система барьеров включает в себя : 1. топливную матрицу ; 2. оболочки тепловыделяющих э лементов ; 3. границы контура теплоносит еля ; 4. герметичное охлаждение лок ализующих сис тем безопасности (например , з ащитная оболочка ). Каждый физический барьер проектируется и изготавливается с учетом специальных норм и правил для о беспечения его повышенной надежности . Количество барьеров между радиоактивными продуктами и окружающей средой , а также их харак теристики определяются в проектах АС. В процессе эксплуатации состояние физичес ких барьеров контролируется прямыми методами (например , визуальных контроль тепловыделяющих сбо рок перед их загрузкой в активную зону ) или косвенными методами (н апример , изме рение активности теплоносителя и воздушной ср еды в объеме защитной оболочки ). При обнаружении неэффективности или повре ждения любого физического барьера АС останавл ивается для устранения причин и восстановлени я его работоспособности. Принцип глуб око эшелонированной защиты распространяется не только на элементы , оборудование и инженерн о-технические системы , влияющие на безопасность АС , но также на деятельность человека (н апример , на организацию эксплуатации , администрати вный контроль , подготов к у и аттест ацию персонала ). ФУНКЦИОНАЛЬНОЕ РА ЗВИТИЕ КОНЦЕПЦИИ ЗАЩИТЫ В ГЛУБИНУ поддер жание нормальных режимов эксплуатации АС прове рка и обеспечение работоспособности оборудования и систем , связанных с безопасностью АС предо твращение аварий и аварийны х ситуаций управ ление авариями и ослабление их последствий защит а населения и окружающей среды от недопус тимого воздействия радиации нормальная эксплуатация предусмотренные проектом отказы и инциденты предусмотренные проектом аварии запроектные аварии нормальная эксплуатационная деятельность управление проектными авариями управление запроектными авариями процедуры нормальной эксплуатации аварийные эксплутационные действия действия по восстановле нию КФБ , планы защиты персонала и населения систе мы и оборудование нормальной эксплуатации технологические защиты и блокировки проектные системы безопасности специальн ые средства на случай тяжелых аварий Первым уровнем защиты являются качественно выполненный проект АС , в котором все проектные р ешения обоснованы и обладают определенной степенью консерватизма с точки зрения безопасности , и качество подготовки и квалификации экспл уатационного персонала . При ведении технологическ ого процесса первый уровень защиты физических барьеров обеспечивается з а счет поддержания рабочих параметров АС в заданн ых проектных пределах , при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения . На эффе ктивность первого уровня защиты существенное влияние оказывает развитость свойств внутренней самозащищенности реакторной установки , то есть свойств , определяющих устойчивость к опасным отклонениям параметров технологическог о процесса и способность к восстановлению параметров в пределах допустимых значений. Вторым уровнем защиты АС является обеспечение готовности оборудования и систем , важных для безопасности станции , путем выявления и устранения отказов . Важное значение на данном уровне защиты имеет правильное упра вление АС при возникновении отклонений от режимов нормальной эксплуатации и принятие персоналом своевременных ме р по и х устранению . Технически второй уровень обесп ечивается надежным резервированием оборудования и систем для контроля состояния элементов и оборудования. Третий уровень защиты АС обеспечивается инженерными системами безопасности , предусматриваемыми в про екте станции . Он направлен на предотвращение п ерерастания отклонений от режимов нормальной работы в проектные аварии , а проектных ава рий — в тяжелые запроектные аварии . Основ ными задачами на этом уровне защиты являю тся : аварийный останов реактора , обеспеч е ние отвода тепла от активной зоны реактора с помощью специальных систем , а также локализация радиоактивных веществ в заданных проектом границах помещений или соор ужений АС. Четвертым уровнем глубоко эшелонированной защиты АС является уп равление авариями . Э тот уровень защиты станции обеспечивается заранее запланированными и отработанными мероприятиями по управлению ходом развития запроектных аварий . Эти меро приятия включают в себя поддержание работоспо собного состояния систем локализации радиоактивн ых вещес т в (в частности , защитной оболочки ). В процессе управления запроектной аварией эксплуатационный персонал использует любые и меющиеся в исправном состоянии системы и технические средства , включая проектные системы безопасности и дополнительные технические сре дства и системы , специально предназначенн ые для целей управления тяжелыми авариями. Последним , пятым уровнем за щиты являются противоаварийные меры вне площадок АС . Основная задача этого уровня состоит в ослаблении последствий ав арий с точки зрения уменьшен ия радиол огического воздействия на население и окружаю щую среду . Это уровень защиты обеспечивается за счет противоаварийных действий на пло щадке АС и реализации планов противоаварийных мероприятий на местности вокруг АС. Таким образом , реализация принципа г лубоко эшелонированной защиты позволяет достигат ь главной цели безопасности при эксплуатации — предотвращения отказов и аварий , а в случае их возникновения предусматривает средства по их преодолению и ограничению последствий аварий. Анализ причин крупных аварий показа л , что путь их протекания и из последс твия находились в прямой зависимости от п равильности применения мероприятий , предусмотренных принципом глубоко эшелонированной защиты . Для того , чтобы этот принцип был реализован и действовал в полной мер е , необходимо обеспечить эффективность всех пяти уровней защиты в глубину. 2. ФУНДАМЕ НТАЛЬНЫЕ ФУНКЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ : Для достижения основной цели безопасности - предотвращения выхода радиоактивных продуктов за пределы физических барьеров - выполняются три следующие фундаментальные функции безопасности : I. Контроль и управление реактивнос тью. II. Обеспечение охлаждения акт ивной зоны реактора. III. Локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов. Эти функции бе зопасности в соответствии с принципом защиты в глубину реализуются в проектах АС . Основной задачей эксплуатации является выпо лнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно , то есть во вс ех режимах , включая режимы останова энергобло ка для перегрузки топлива. I. КОНТРОЛЬ И УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТИВНОСТЬЮ Цепная реакция деления ядерного материала , происходящая в акти вной зоне реактора , должна носить управляемый характер , то есть эффективный коэ ффициент размножения нейтронов К эфф. , характеризующийся отношением к оличества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных , должен придерживаться в районе значения К эфф. =1. То есть , п ри К эфф. >1, > 0 и нейтронная м ощность реактора растет ; при К эфф. =1, =0 и нейтрон ная мощность реактора остается постоянной ; при К эфф. < 1, < 0 и нейтрон ная мощность реактора уменьшается ; так как реактивность и эффективный коэффициент размнож ения подчиняются следующей зависимости : К эфф. -1 = К эфф. Количество нейтронов рост числа нейтронов по экспоненте уменьшение числа нейтро нов по экспоненте 0 Время изменение реактивности количество нейтронов влияние запаздывающих нейтронов влияние мгновенных нейтронов 0 Время изменение реактивности Управление реактивностью подразумева ет управление количеством нейтронов в активно й зоне реактора , то есть цепной реакцией деления. Управл ение цепной реакцией деления обеспечивается с помощью системы управления и защиты (СУЗ ) реакторной установки , имеющей поглощающие стержни (управляющие и стержни аварийной защиты ). Кроме того , на реакторах типа ВВЭР для этой цели используется система борно г о регулирования , позв оляющая изменять концентрацию борной кислоты в теплоносителе первого контура. Основной задачей управления цепной реакцией в активной зоне реактора является обеспечение требований ядерной безопасности во всех режимах работы и во врем я останова. II. ОХЛАЖДЕНИ Е АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА Основная задача этой функции — предотвратить разрушение твэлов впоследствии их перегрева . Поэтому во всех режимах работы надо поддерживать соответствие количества тепла , выдел яемого в активной зоне и от водимого от нее системами теплоотвода . Для этого во всех режимах эксплуатации предусмотрены системы и оборудование , отводящие тепло от активной зоны реактора . Тепло снимается т еплоносителем первого контура и отводится к конечному поглотителю с помощью гра д ирен , бассейнов-охладителей , брызгальных бассей нов и других сооружений , отводящих тепло в атмосферу . Например , отвод тепла от актив ной зоны при нормальной эксплуатации энергобл оков с ВВЭР осуществляется по следующей с хеме : активная зона — теплоноситель п е рвого контура — парогенератор — теплоноситель второго контура — конечный поглотитель – атмосфера. Конечному поглотителю передается тепло , к оторое не преобразовано в электроэнергию или не использовано в других полезных целях (например , на отопление ), в коли честве , зависящем от коэффициента полезного действи я АС. Для аварийных режимов предусмотрены специ альные системы безопасности , обеспечивающие отвод тепла от активной зоны реактора . В сл учае возникновения аномальной ситуации аварийная защита реактора остана вливает реактор и количество тепла , генерируемого в активно й зоне , снижается до уровня остаточных теп ловыделений. Тепловыделяющие элементы продолжают выделять тепло и после прекращения цепной реакции , то есть выделяемая ими тепловая энергия никогда не сниз ится до нулевого значения . Поэтому при замене отработавшего то плива его помещают в бассейн выдержки , где топливо продолжает охлаждаться. Выделяемое после останова реактора остаточное тепло отводится по той же схеме , что и при его р аботе , через парогенерато ры и теплоносите ль второго контура к конечному поглотителю . При отсутствии возможности отвода тепла че рез парогенераторы оно отводится с помощью системы аварийного охлаждения зоны. III. ЛОКАЛИЗАЦИЯ И НАДЕЖНОЕ УДЕРЖАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ Эта функ ция безопасности направлена на предотвращение выхода радиоактивных проду ктов за пределы атомной станции. Для надежного удержания радиоактивных про дуктов в активной зоне реактора большое в нимание уделяется качеству изготовления оболочек твэлов (второй барье р ). Но , несмотря на это , из-за большого количества твэлов в активной зоне (например , на энергоблоке ВВЭР -1000 их более 50 000 штук ) некоторые из них могут оказаться разгерметизированными даже в процессе нормальной эксплуатации АС. В случае аварии или при н едос таточном охлаждении твэлы могут разрушиться о т перегрева и радиоактивные продукты попадут в пределы границ третьего физического ба рьера — первого контура . При нарушении це лостности первого контура попаданию радиоактивны х продуктов в окружающую среде п р епятствует защитная оболочка или специаль ные герметичные и прочные помещения , в кот орых поддерживается разрежение за счет работы систем вентиляции . 3. ПРИНЦИП ЕДИ НИЧНОГО ОТКАЗА Среди основных принципов безопасности важнейшим является принцип единично го отказа . В соответствии с принципом , система должна выполнять свои функции при любом исходном событии , и при независимом от исходного события отказе любого элемента э той системы. Согласно требованиям ОПБ -88 под единичным отказом подразумевается отказ одн ого и з активных или пассивных элементов , имеющих механические движущиеся части , или одна нез ависимая ошибка персонала . Для механических с истем пассивным элементом считается тот , кото рый не имеет движущихся частей и для работы которого не требуется работа д ругих систем или компонентов . Пассивный элемент включается в работу непосредственно от воздействия исходного события . Активным считается элемент , для работы которого требуе тся выполнить некоторые активные действия , на пример , включить электродвигатель , под а ть сжатый воздух или другие действия . В электрических системах все элементы сч итаются активными. Практическое применение принципа единичного отказа обеспечивает : * работу систем безопаснос ти и систем , важных для безопасности , в случае возникновения един ичного отказа оборудования или ошибки персонала. * уменьшение риска отказа оборудования по общей причине. На прак тике принцип единичного отказа реализуется пу тем резервирования . Для уменьшения вероятности отказов резервированных систем или их кана лов по общей причине дополнительно прим еняются : Ю физическое разделение, Ю разнотипность применяемых систем и оборудования. Резервирование предполагает применение двух или более аналогичных систем или независимых к аналов одной системы , идентичных по своей ст руктуре . При полной независимости этих систем или каналов их общая надежность пропорциональна их количеству. Наиболее наглядным примером резервирования является система аварийного охлаждения активно й зоны реактора АС с ВВЭР -1000 и ВВЭР -440 (В -213). Система имеет трехкратное резервиров ание и каждая из входящих в нее подси стем может самостоятельно выполнить проектную функцию безопасности в полном объеме. Одного насоса достаточно для выполнения проектных функций. Но устанавливаются два насоса (или бол ее ) на сл учай отказа или вывода в ремонт первого. Физическое разделение обеспечивает устойчивость резервированных систем или их каналов к одновременному от казу по общей причине . Создание между сист емами или каналами физических барьеров (путем предусмотрения огнеупо рных перегородок , раздельных кабельных проводок , размещения оборудо вания в разных помещениях или простого уд аления друг от друга ) обеспечивает сохранение работоспособности остальных систем или канал ов при повреждении одного из них при пожаре , внутреннем и л и внешнем зат оплении или по другим причинам общего хар актера. Однотипные компоненты обо рудования или каналы системы разделяются физическими барьерами или просто расстоянием для исключения отказа по общей причине. Разнотипнос ть оборудования подразумевает применение разных по принципу действия систем , выполняющих одни и те же функции . Например , насос питател ьной воды парогенератора может иметь электро - и турбопривод . Арматура , выполняющая одну и ту же функцию , может ручной , эле ктрический и пневматический привод . Таким образом , в случае возникновения , например , события с полным обесточиванием энергоблока имеется возможность использовать оборудование , дл я работы которого не требуется наличие эл ектропитания . В случае возникновения о тказов в работе механической системы аварийно й защиты реактора на реакторах типа ВВЭР , ее функции могут быть выполнены увеличен ием концентрации борной кислоты в первом контуре до требуемого значения , используя шта тную систему ввода бора. Применение систем и компонентов , вып олняющих одни и те же функции , но разн ых по принципу функционирования , например : электроснабжение диз ель-генератор аккумуляторные ба тареи рабочий и резе рвный трансформаторы ЗАКЛЮЧЕНИЕ Три фундаментальные функции безопасности реализованы в виде проектных систем безопасно сти (СБ ). Системы безопасности предназначаются , в первую очередь , для обеспечения фунд аментальных функций безопасности в аварийных ситуациях , а именно для : 1. аварийного останова реакто ра и поддержания его в подкритичном состо янии (система управления и защиты — СУЗ ); 2. аварийного отвода тепла от активной зоны реактора (система аварийно г о охлаждения активной зоны — САОЗ ); 3. удержания радиоактивных пр одуктов в установленных границах АС (защитная оболочка ). В соответствии с принципом глубоко эшелонированной защиты системы безопасности являются третьим уровнем защиты , предназначенным для п редотвращен ия перерастания инцидентов в проектные аварии , а проектные аварии - в запроектные. Принцип единичного отказа реализуется в проекте АС путем выбора требуемой кратно сти резервирования систем , их физического раз деления и применения разнотипного обо рудо вания с тем , чтобы функции безопасности вы полнялись при любых условиях. Каждая система безопасности АС резервируе тся за счет применения трех (иногда четыре х ) независимых систем или каналов одной си стемы , идентичных по своей структуре и спо собных полнос тью выполнить соответствующую данной системе функцию безопасности . При по лной независимости этих систем или каналов общая надежность пропорциональна их количеству . Такое резервирование называют 3*100% или 4*100%. Только резервирование не защищает от множес твенных отказов элементов или устро йств безопасности по общим причинам . Отказы по общим причинам могут происходить вследс твие возникновения внутренних событий (например , пожары , затопление , летящие предметы , образовавш иеся при разрывах сосудов и трубопров о дов ) или внешних событий (например , зе млетрясение , падение самолета ). При возникновении таких событий одновременно могут быть вы ведены из строя несколько систем или кана лов , резервирующих друг друга . Во избежании этого применяется физическое разделение и р азнотипное по принципу действия оборудование. Для определения и подтверждения высокой надежности систем безопасности при проектиро вании используются вероятностные методы анализа их надежности и применяются данные из опыта эксплуатации аналогичных систем , а также результаты испытаний и моделиров ания . Эксплуатация , техническое обслуживание и ремонт систем безопасности производятся по специально разработанным инструкциям и регламе нтам. Главная задача — защитить персонал , н аселение и окружающую среду от недопу стимого воздействия радиации.
1Архитектура и строительство
2Астрономия, авиация, космонавтика
 
3Безопасность жизнедеятельности
4Биология
 
5Военная кафедра, гражданская оборона
 
6География, экономическая география
7Геология и геодезия
8Государственное регулирование и налоги
 
9Естествознание
 
10Журналистика
 
11Законодательство и право
12Адвокатура
13Административное право
14Арбитражное процессуальное право
15Банковское право
16Государство и право
17Гражданское право и процесс
18Жилищное право
19Законодательство зарубежных стран
20Земельное право
21Конституционное право
22Конституционное право зарубежных стран
23Международное право
24Муниципальное право
25Налоговое право
26Римское право
27Семейное право
28Таможенное право
29Трудовое право
30Уголовное право и процесс
31Финансовое право
32Хозяйственное право
33Экологическое право
34Юриспруденция
 
35Иностранные языки
36Информатика, информационные технологии
37Базы данных
38Компьютерные сети
39Программирование
40Искусство и культура
41Краеведение
42Культурология
43Музыка
44История
45Биографии
46Историческая личность
47Литература
 
48Маркетинг и реклама
49Математика
50Медицина и здоровье
51Менеджмент
52Антикризисное управление
53Делопроизводство и документооборот
54Логистика
 
55Педагогика
56Политология
57Правоохранительные органы
58Криминалистика и криминология
59Прочее
60Психология
61Юридическая психология
 
62Радиоэлектроника
63Религия
 
64Сельское хозяйство и землепользование
65Социология
66Страхование
 
67Технологии
68Материаловедение
69Машиностроение
70Металлургия
71Транспорт
72Туризм
 
73Физика
74Физкультура и спорт
75Философия
 
76Химия
 
77Экология, охрана природы
78Экономика и финансы
79Анализ хозяйственной деятельности
80Банковское дело и кредитование
81Биржевое дело
82Бухгалтерский учет и аудит
83История экономических учений
84Международные отношения
85Предпринимательство, бизнес, микроэкономика
86Финансы
87Ценные бумаги и фондовый рынок
88Экономика предприятия
89Экономико-математическое моделирование
90Экономическая теория

 Анекдоты - это почти как рефераты, только короткие и смешные Следующий
Как говорит моя бабушка:
Если напакостила, а чувство вины так и не пришло - значит, всё правильно сделала...
Anekdot.ru

Узнайте стоимость курсовой, диплома, реферата на заказ.

Банк рефератов - РефератБанк.ру
© РефератБанк, 2002 - 2016
Рейтинг@Mail.ru