Управление авариями на АЭС

Нормативный документ так определяет это понятие: управление аварией — действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий.

Таким образом, видим две поставленные задачи:

Контроль над протеканием проектной аварии (т.е. аварией, которая благодаря принятым в проекте системам безопасности должны привести к заданным безопасным состояниям).

Ослабление последствий вышедшей из-под запланированного протекания проектной аварии, перешедшей в запроектную.

Необходимо признать, что это не совсем полный список действий, подпадающих под термин «управление авариями)). Это понятие должно включать и аварии, заведомо относимые к запроектным (разрыв корпуса, внешние события, не регламентированный отказ систем безопасности и т.п.).

Существуют два подхода к планированию действий на случай необходимости управлением тяжелыми (запроектными) авариями:

1) по событиям (произошедшим);
2) по состояниям (на текущий момент времени).

Процедуры, соответствующие первому случаю, не могут охватить все возможные сочетания событий, состоящих из наложения отказов или одновременных или последовательных человеческих ошибок:

- ошибка в определении исходного состояния с выбором неподходящей процедуры управления;
- неправильное применение процедуры;
- наложение аварийных ситуаций;
- полный отказ какой-либо многоканальной системы безопасности и т.д.

Кроме того, увеличение количества предварительно изученных последовательностей аварийных событий привело бы к соответствующему увеличению числа процедур, вследствие чего диагностирование ситуации, а следовательно, и выбор правильной тактики управления аварией, стали бы практически невозможными.

Действительно, если число аварийных последовательностей бесконечно, то возможные состояния (подход по состояниям) реакторной установки — условия управления реактивностью, расхолаживание и удержание радиоактивности, достаточно легко поддаются анализу.

Для развития подходов по состояниям требуется:

- составить исчерпывающий перечень всех возможных состояний расхолаживания ядерной паропроизводящей установки с определением их стабильных или неустойчивых областей работы;

- описать эти состояния посредством измеряемых физических величин; определить для каждого состояния наилучшие корректирующие или восстановительные действия;

- основываясь на анализе результатов предыдущих этапов, провести разбивку состояний по труппам в зависимости от требуемых для этих состояний действий;

- определить перечень измеряемых физических параметров и способ обработки и представления данных, которыми необходимо располагать на БЩУ для проведения анализа данного состояния реакторной установки и для наблюдения за эффективностью проводимых действий.

Для реализации подхода по состояниям необходимо располагать большим объемом информации, а также мощной системой контроля и диагностики на АС, позволяющей четко определять «местонахождение» АС в пространстве многочисленных состояний для принятия действий по приходу в безопасное состояние.

***