Plan wyk ł adu

of 64/64
Szkolenie przedsiębiorców wielkopolskich w dziedzinie dostaw dla energetyki jądrowej Poznań, 2 wrzesień 2011 System klas bezpieczeństwa w elektrowniach jądrowych a kwalifikowanie urządzeń dla energetyki jądrowej", Prof. dr inż. A. Strupczewski Narodowe Centrum Badań Jądrowych
  • date post

    15-Jan-2016
  • Category

    Documents

  • view

    63
  • download

    0

Embed Size (px)

description

System klas bezpieczeństwa w elektrowniach jądrowych a kwalifikowanie urządzeń dla energetyki jądrowej", Prof. d r in ż. A. Strupczewski Narodowe Centrum Badań Jądrowych. Szkolenie przedsiębiorców wielkopolskich w dziedzinie dostaw dla energetyki jądrowej Poznań, 2 wrzesień 2011. - PowerPoint PPT Presentation

Transcript of Plan wyk ł adu

  • Szkolenie przedsibiorcw wielkopolskich w dziedzinie dostaw dla energetyki jdrowej Pozna, 2 wrzesie 2011

    System klas bezpieczestwa w elektrowniach jdrowych a kwalifikowanie urzdze dla energetyki jdrowej",

    Prof. dr in. A. StrupczewskiNarodowe Centrum Bada Jdrowych

  • Plan wykadu1. Wymagania bezpieczestwa w fazie projektu reaktora2. Ukad barier w reaktorze PWR3. Czarnobyl skutki pogwacenia zasad bezpieczestwa4. Wymagania projektowe dla reaktora PWR5. Funkcje bezpieczestwa6. Wytyczne do podziau na klasy bezpieczestwa7. Podzia systemw na klasy bezpieczestwa wg przepisw fiskich8. Klasyfikacja struktur, systemw i elementw9. Kwalifikacja struktur, systemw i elementw10. Kryteria przy kwalifikacji wyposaenia11. Parametry testw odpornoci wyposaenia w EJ Temelin na LOCA

  • 1. Wymagania bezpieczestwa w fazie projektu reaktora Zasadnicza odpowiedzialno za bezpieczestwo spoczywa na organizacji prowadzcej eksploatacj reaktora,. Jednake wszystkie inne organizacje wczone w dziaania wane dla bezpieczestwa musz zapewni, e sprawy bezpieczestwa maj najwyszy priorytet .Kierownictwo projektem EJ musi zapewni, e struktury, systemy i czci (SSC) wane dla bezpieczestwa maj odpowiednie charakterystyki, specyfikacje i skad materiaowy, tak e mog one wypenia funkcje bezpieczestwa a EJ moe pracowa bezpiecznie z wymagan niezawodnoci przez cay projektowany okres ycia, chronic personel i spoeczestwo oraz rodowisko przed skutkami moliwych awarii Gdzie tylko jest to moliwe, struktury, systemy i czci wane dla bezpieczestwa musz by projektowane zgodnie z najnowszymi lub aktualnie stosowanymi normami, musz opiera si na rozwizaniach sprawdzonych w poprzedniej praktyce inynieryjnej i musz by dobrane tak by speniay cele w zakresie bezpieczestwa stawiane przed EJ

  • Wymagania bezpieczestwa w fazie projektu reaktora c.d.W projekcie trzeba uwzgldnia odpowiednie dowiadczenie eksploatacyjne uzyskane w innych instalacjach i wyniki odpowiednich programw badawczych bezpieczestwa Naley opracowa wszechstronn analiz bezpieczestwa dla potwierdzenia, e rozwizania projektowe przedoone dla produkcji, budowy i eksploatacji EJ zadawalaj wymagania bezpieczestwa ustalone na pocztku procesu projektowania Organizacja eksploatujca reaktor winna zapewni, e ocena bezpieczestwa zostanie zweryfikowana przez niezaleny zesp ekspertw, nie zwizanych z organizacj projektow, zanim projekt zostanie przedoony do zatwierdzenia urzdowi dozoru jdrowego Naley przygotowa i wdroy program zapewnienia jakoci opisujcy oglne aspekty projektowania i oceny projektu EJ. Program ten winien by uzupeniony bardziej szczegowymi planami dla kadej SSC tak by zapewni we wszystkich przypadkach wysok jako projektu.

  • Gwne wymagania techniczne obrona w gbProjekt winien zapewni Wielokrotne niezalene bariery fizyczne chronice przed niekontrolowanym uwalnianiem produktw radioaktywnych do otoczenia EJMarginesy bezpieczestwa i wysok jako konstrukcji Kontrol EJ po postulowanych wydarzeniach inicjujcych przy uyciu wbudowanych cech bezpieczestwa i rodkw technicznych, Uzupenienie kontroli EJ poprzez automatyczn aktywacj ukadw bezpieczestwaWyposaenie i procedury dziaania dla kontrolowania przebiegu i skutkw awarii tak dalece jak to jest moliweWielokrotne rodki spenienia podstawowych funkcji bezpieczestwa to jest kontrol reaktywnoci, odbir ciepa i zatrzymywanie materiaw radioaktywnych, co zapewnia skuteczno barier i ograniczenie skutkw wydarze postulowanych (PIE)

  • Podstawa projektowania - okrela wymagane zdolnoci EJ do opanowania awarii projektowych tak by ich skutki pozostay w granicach dopuszczalnychPodstawa projektowania musi obejmowa specyfikacj dla warunkw normalnej eksploatacji, dla warunkw po wydarzeniach inicjujcych awarie, klasyfikacj bezpieczestwa, wane zaoenia i w pewnych przypadkach szczegowe metody analizy. Naley take zapewni rodki opanowania awarii poza projektowych z cikimi awariami wcznie. Metody analiz mog opiera si na zaoeniach realistycznych.Warunki w EJ naley zidentyfikowa i pogrupowa w ograniczon liczb kategorii zgodnie z prawdopodobiestwem ich wystpienia. Zagroenia mog wystpi na wszystkich poziomach obrony w gb. rodki projektowe zapewniaj, e niezbdne funkcje bezpieczestwa bd wykonane a cele bezpieczestwa osignite. Zagroenia dla tych celw wynikaj z postulowanych wydarze inicjujcych PIE, wybieranych na drodze deterministycznej lub probabilistycznej

  • Awarie projektowe

    Na podstawie listy postulowanych wydarze pocztkowych PIE naley opracowa list awarii projektowych by okreli warunki brzegowe, zgodnie z ktrymi winny by zaprojektowane SSC wane dla bezpieczestwa. Gdy konieczna jest szybka i niezawodna reakcja w odpowiedzi na PIE, naley zapewni automatyczne uruchomienie odpowiedniego systemu bezpieczestwa EJ by zapobiec przeksztaceniu si awarii w groniejsze wydarzenie, mogce zagrozi caoci nastpnej bariery bezpieczestwa. Gdy szybka reakcja nie jest konieczna, mona dopuci do rcznego uruchomienia systemw lub innych dziaa operatora, pod warunkiem, e konieczno takich dziaa jest wykryta w odpowiednim czasie i e okrelone s procedury administracyjne, eksploatacyjne i awaryjne dla zapewnienia niezawodnego przeprowadzenia takich dziaa.

  • Cikie awarie - warunki zdarzajce si bardzo rzadko wskutek wielokrotnych jednoczesnych uszkodze ukadw bezp. Cikie awarie mog prowadzi do znaczcego uszkodzenia rdzenia i narazi na szwank cao wielu lub wszystkich barier przeciwdziaajcych uwolnieniom materiaw promieniotwrczych. Wane sekwencje wydarze mogcych prowadzi do cikich awarii naley okreli stosujc kombinacj metod probabilistycznych, deterministycznych i oceny inynieryjnejTe sekwencje awaryjne naley oceni w wietle zestawu kryteriw pozwalajcych zadecydowa, czy dane wydarzenie powinno by uwzgldniane w projekcie. Naley uwzgldnia pene moliwoci projektowe EJ cznie z zastosowaniem pewnych systemw (klasyfikowanych jako systemy bezpieczestwa lub nie) poza granicami ich przewidzianych w projekcie parametrw pracy i funkcji, a take zastosowanie dodatkowych systemw majcych pomc w przywrceniu stanu kontrolowanego w EJ i ograniczeniu skutkw cikiej awarii pod warunkiem, e systemy te mog pracowa w oczekiwanych po awarii warunkach otoczenia.

  • Projektowane dla zapewnienia niezawodnoci struktur, systemw i czci EJ Naley uwzgldni potencjalnie moliwe uszkodzenia ze wsplnej przyczyny by stwierdzi, czy naley stosowa zasady rnorodnoci, rezerwowania i niezalenoci dla osignicia wymaganej niezawodnoci. Dla kadej grupy bezpieczestwa w projekcie EJ naley stosowa kryterium pojedynczego uszkodzenia. W projekcie naley uwzgldnia i stosowa zasad bezpiecznego uszkodzenia tak by w razie uszkodzenia SSC elektrownia przechodzia w stan bezpieczny bez potrzeby inicjowania adnych dziaa Ukady pomocnicze wspierajce dziaania systemu wanego dla bezpieczestwa naley uwaa za cz tego systemu i odpowiednio je klasyfikowa Zapewnienie moliwoci testowania, konserwacji, napraw i inspekcji w czasie pracy.Kwalifikacja wyposaenia, Starzenie , czynniki ludzkie

  • 2. Ukad barier w reaktorze PWRW razie maksymalnej awarii projektowej LOCAUwolnienia Kr, Xe z paliwa- 0,05Nieszczelnoci koszulki 1Przecieki z obiegu pierwotnego 1Przecieki na zewntrz przez obudow 0,002Razem: 0,0001 dla Kr, Xe, ale duo mniej dla jodu i Cs.

  • Wymagania projektowe wobec ukadw EJ- rdze reaktoraRdze reaktora i zwizane z nim ukady chodzenia, sterowania i zabezpiecze musz by projektowane z waciwymi zapasami bezpieczestwa.Maksymalna wielko reaktywnoci dodatniej i maksymalne tempo wzrostu reaktywnoci w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych musz by ograniczone tak by nie spowodoway one uszkodzenia granicy cinieniowej obiegu pierwotnego, by utrzyma zdolno ukadu do chodzenia rdzenia i by unikn znaczcego uszkodzenia samego rdzenia. Projekt winien zapewni, e moliwo powtrnego osignicia stanu krytycznego lub gwatownego wzrostu reaktywnoci po postulowanym wydarzeniu pocztkowym jest zminimalizowana Rdze reaktora i zwizane z nim systemy musz by zaprojektowane tak, by umoliwiay one odpowiedni inspekcj i prby w czasie pracy EJ.

  • Wymagania projektowe wobec ukadw EJ-Elementy i zestawy paliwowe Elementy i zestawy paliwowe musz by zaprojektowane tak by wytrzymyway przewidywane napromieniowanie i warunki otoczenia w rdzeniu reaktora. Zestawy paliwowe musz by zaprojektowane tak, by umoliwiay odpowiedni inspekcj ich struktury i czci skadowych po napromieniowaniu. W razie awarii projektowych elementy paliwowe musz pozosta na miejscu i nie ulega odksztaceniom, ktre spowodowayby utrat moliwoci skutecznego odbioru ciepa z rdzenia po awarii. Nie mona te przekroczy okrelonych wartoci granicznych Naley speni wymagania stawiane wobec paliwa na wszystkich poziomach strumienia neutronw, jakie mog zaistnie w dowolnym stanie rdzenia

  • Niezawodne i szybkie wyczenie reaktora dwa ukady wyczenia Naley zapewni rodki umoliwiajce niezawodne wyczenie reaktora w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych i utrzymanie go w stanie podkrytycznym nawet przy konfiguracji dajcej najwysz reaktywno. rodki wyczenia reaktora winny skada si przynajmniej z dwch czci dla zapewnienia rnorodnoci. Przynajmniej jeden z tych systemw powinien by w stanie samodzielnie szybko wyczy reaktor i zapewni wystarczajc podkrytyczno w stosunku do stanu eksploatacyjnego w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych z uwzgldnieniem pojedynczego uszkodzenia rodki wyczenia reaktora musz by dostatecznie skuteczne by zapobiec nieumylnemu wprowadzeniu pozytywnej reaktywnoci do rdzenia podczas wyczenia reaktora, wcznie z operacj wymiany paliwa Naley zapewni oprzyrzdowanie pomiarowe i okreli testy niezbdne do sprawdzenia, e rodki wyczenia reaktora s zawsze w stanie wymaganej gotowoci do dziaania

  • 3. Czarnobyl: Skutki pogwacenia zasad bezpieczestwaReaktor RBMK nie spenia wymaga bezpieczestwa w zakresie bezpiecznego wyczania reaktoraBrak obudowy bezpieczestwa kontrast z USA i wymaganiami na ZachodzieRadzieckie przepisy: obudowa bezpieczestwa wymagana chyba e konstruktor udowodni e nie jest ona potrzebnaW Czarnobylu czciowy ukad lokalizacji awarii nie obejmowa rdzenia i grnej czci obiegu pierwotnegoSystem wystarcza do lokalizacji przeciekw - nie do opanowania skutkw duej awariiUkad Awaryjnego Chodzenia Rdzenia wystarcza do chodzenia poowy rdzenia ale nie caego rdzenia po awarii.

  • Zmiany gstoci rozszczepie po odparowaniu czci wody A- normalna praca, B spadek przepywu wody, cz wody odparowuje. W reaktorze PWR lub WWER moc maleje, w reaktorze RBMK moc ronie.

  • Hala przeadowcza- rdze dostpny z gryMaszyna przeadowcza przesuwajca si w hali nad reaktorem moe korek nad elementem paliwowym podnie, paliwo wymieni i korek ponownie zaadowa na miejsce. Hala, w ktrej przesuwa si maszyna przeadowcza, jest normalnie dostpna podczas pracy reaktora.Rdze nie jest otoczony systemem barier jak w reaktorach PWR . Sytuacja w EJ Smolensk, RF.

  • Inne braki w zakresie bezpieczestwaPo awarii projektanci twierdzili e nie wolno byo pracowa z reaktorem z du liczb prtw bezpieczestwa poza rdzeniemOperatorzy nie wiedzieli o zagroeniu bo nie opisano go w raporcie bezpieczestwaDozr jdrowy pozwoli na to zaniedbanie byoby ono nie do przyjcia na Zachodzie.Sygnay zabezpiecze w Czarnobylu mona byo odczy i operatorzy to zrobiliMao wody a duo rozarzonego grafitu Skutek: po awarii jod nie jest zatrzymywany przez wodGrafit w reakcji z tlenem ponie

  • Brak kultury bezpieczestwaSprawy bezpieczestwa winny by waniejsze od produkcji energiiZa bezpieczestwo EJ winien odpowiada jej dyrektorAnalizy bezpieczestwa winny obejmowa wszystkie moliwe awarieDozr jdrowy winien by silny i mie uprawnienia.W Czarnobylu aden z tych warunkw nie by speniony.Zaplanowanie dowiadczenia potencjalnie niebezpiecznego bez udziau fachowcw w zakresie bezpieczestwa.Pogwacenie zasad w toku eksperymentu (odczony UACR, duga praca na maej mocy spowodowaa niestabilno, odczenie ukadw bezpieczestwa).

  • Przebieg awariiCel eksperymentu: Pokaza, e w razie wyczenia reaktora energia kinetyczna obracajcego si wirnika turbiny wystarczy do zasilania pomp chodzenia reaktora.Dowiadczenie uznano za problem elektryczny, nie reaktorowy. 25 kwietnia rano zmniejszono moc z 3000 do 1500 MW, odczono UACR, ale dyspozytor nie pozwoli na eksperyment, bo moc bya potrzebna w sieci. Przy pracy na malej mocy reaktor ulega zatruciu trzeba wyciga z rdzenia prty regulacyjne by utrzyma go w stanie krytycznym. W miar upywu czasu sytuacja pogarszaa si, reaktor sta si niestabilny.Operatorzy wyczyli ukad zabezpiecze, by umoliwi powtrzenie eksperymentu Wreszcie o pnocy rozpoczto eksperyment

  • Przebieg zmian parametrw reaktora w Czarnobylu w chwili awarii 1. Moc wzgldna, P/Po, %, zmiany najpierw wg skali po lewej stronie, 0-120%, potem wg skali po prawej stronie wykresu, od 0 do 48 000%, 2. reaktywno k/k od -1% do +5%,, 3 objtociowa zawarto pary wodnej, od 0 do 1,2

  • Porwnanie cech reaktora RBMK w Czarnobylu i reaktorw PWR budowanych w krajach OECD

  • 4. Wymagania projektowe dla reaktora PWR:pierwotny obieg chodzeniaPierwotny obieg chodzenia reaktora, zwizane z nim ukady pomocnicze musz by zaprojektowane z wystarczajcym marginesem bezpieczestwa Elementy zawierajce chodziwo reaktorowe powinny by zaprojektowane tak, by potrafiy znie bez uszkodzenia wszystkie obcienia statyczne i dynamiczne oczekiwane podczas eksploatacji i w stanach awaryjnych. Materiay stosowane do produkcji elementw obiegu pierwotnego musz by dobierane tak, by minimalizowa aktywacj materiau. I pozwala nas realizacj koncepcji wykluczenia rozerwania Poczenia wewntrzne i elementy odcinajce oraz inne elementy ukadw, takie jak np. ukad wykrywania przeciekw, musz by zaprojektowane z uwzgldnieniem kryterium pojedynczego uszkodzenia i utraty zewntrznego zasilania prdem zmiennym

  • Ukad awaryjnego chodzenia rdzenia reaktora PWRChodzenie z UACR winno zapewni, e nie bd przekroczone graniczne wartoci parametrw dopuszczalnych dla koszulki i paliwa takich jak temperatura, e reakcje chemiczne pozostan pod kontrol i e moliwe bdzie utrzymanie dugotrwaego skutecznego chodzenia rdzenia. Problemy: przecieki w wymiennikach ciepa Przeciek na zewntrz - skaenie rodowiska wokoo EJPrzeciek do UACR - rozcieczenie roztworu kwasu borowego w rdzeniu i powtrna krytyczno. Groba zatkania filtrw ssawnych UACR i utraty dopywu wody chodzcej do pomp UACRAwaria w Barseback modernizacja w reaktorach WWER ocenie modernizacja w reaktorach PWR

  • Obudowa bezpieczestwa reaktora PWR1-rdze, 2- zbiornik cinieniowy reaktora, 3-wytwornica pary, 4-pompa obiegu pierwotnego, 5- studzienka ciekowa obudowy bezpieczestwa, 6-zbiornik wody awaryjnego ukadu zasilajcego wytwornic pary AUZWP, 7- pompa AUZWP, 8- wymiennik ciepa ukadu zraszania obudowy bezpieczestwa, 9- dysze rozpryskowe ukadu zraszania obudowy bezpieczestwa. 10.- ciana betonowa obudowy bezpieczestwa, 11 -wykadzina stalowa obudowy bezpieczestwa. 12. odprowadzenie gazu z przestrzeni midzy powokami, 13 filtr, 14 komin wentylacyjny,

  • Obudowa bezpieczestwa: uwolnienia mniejsze od wartoci granicznychWytrzymao obudowy bezpieczestwa z uwzgldnieniem przepustw, luz i zaworw odcinajcych musi by obliczana z wystarczajcym zapasem bezpieczestwa Moliwo wykonywania prb cinieniowych obudowy Obudow trzeba projektowa tak, by mona byo okreli przecieki z obudowy w toku prb wykonywanych przy penym cinieniu projektowym po zainstalowaniu wszystkich przepustw do obudowyKada linia przechodzca przez obudow jako cz granicy cinieniowej obiegu pierwotnego lub poczona bezporednio z atmosfer winna by zaprojektowana tak, aby mona byo j automatycznie i niezawodnie uszczelni w przypadku awarii projektowej . Dwa zawory jeden zawr .Konieczny niezawodny odbir ciepa od obudowy, nawet po cikiej awariiKontrola i czyszczenie atmosfery w obudowie, szczeglnie w razie cikich awarii

  • Obudowa reaktora PWRPrzekrj pionowy przez obudow bezpieczestwa reaktora PWR 1300 MWeObudowa podwjna, wysoka szczelno. Nie ma pomieszcze POD szybem reaktora - to zmniejsza zagroenie w razie wypywu stopionego rdzenia ze zbiornika.

  • Obudowa bezpieczestwa PWR 1300Wg zasad przyjtych przez przemys jdrowy, ryzyko duych uwolnie produktw radioaktywnych musi by poniej 1 na milion lat. Obudowy reaktorw PWR 1300 we Francji przed 11 wrzenia 2001 byy budowane jako odporne na uderzenie samolotuCesna 210 ( 1,5 t, 360 km/h) pocisk twardy, lub Lear Jet 23 (5,7 t, 360 km/h)- pocisk mikki . Obecnie EJ Flammanville 3 i Olkiluoto 3 s odporne na uderzenie Boeinga 767.Ostatnia faza budowy obudowy bezpieczestwa reaktora PWR 1300 (Francja)Wida konstrukcj prtw stalowych. Obwodowo obudowa jest ciskana linami stalowymi by zapewni naprenia ciskajce w betonie

  • 5. Funkcje bezpieczestwaDla zapewnienia bezpieczestwa naley zapewni wykonywanie nastpujcych funkcji bezpieczestwa w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych a w miar monoci take w stanach uwaanych za awarie pozaprojektowe lub hipotetyczne.Kontrola reaktywnociOdbir ciepa z rdzenia i Ograniczanie rozprzestrzeniania materiaw radioaktywnych i kontrola uwolnie eksploatacyjnych a take ograniczanie uwolnie awaryjnych Wydarzenie pocztkowe nie powoduje znaczcych skutkw dla bezpieczestwa EJ lub powoduje zmian stanu na bezpieczniejszy

  • Funkcje bezpieczestwa wg NS-R-1 oraz wg projektu zarzdzenia prezesa PAA Funkcje bezpieczestwa niezbdne dla zapobiegania stanom awaryjnym i ograniczania konsekwencji awarii.1. Zapobiega niedopuszczalnym zmianom reaktywnoci.2. Utrzymywa reaktor w stanie bezpiecznego odstawienia po wyczeniu3. Wyczy reaktor by przewidywane wydarzenia eksploatacyjne nie przeksztaciy si w stany awaryjne i by ograniczy konsekwencje stanw awaryjnych. 4. Utrzyma wystarczajcy zasb chodziwa dla chodzenia rdzenia podczas i po awariach, z wyjtkiem awarii z rozerwaniem granicy cinieniowej obiegu pierwotnego5. Utrzymywa wystarczajcy zasb chodziwa dla chodzenia rdzenia podczas i po wszystkich postulowanych zdarzeniach eksploatacyjnych (postulated initiating events- PIE) uwzgldnionych w bazie projektowej.

  • Funkcje bezpieczestwa (2)6. Odbiera cieplo z rdzenia po rozerwaniu granicy cinieniowej obiegu pierwotnego tak by ograniczy uszkodzenia paliwa7. Odbiera ciepo powyczeniowe w odpowiednich stanach eksploatacyjnych i awaryjnych przy ktrych zachowana jest nienaruszona granica cinieniowa obiegu pierwotnego.8. Przekazywa ciepo z systemw bezpieczestwa do ostatecznego ujcia ciepa.9. Zapewni niezbdne funkcje pomocnicze (zasilanie elektryczne, pneumatyczne, cinienie hydrauliczne, smarowanie) jako wsparcie dla ukadu bezpieczestwa. 10.Utrzymywa zadawalajc szczelno koszulki paliwowej w rdzeniu.11. Utrzymywa szczelno granicy cinieniowej obiegu pierwotnego.

  • Funkcje bezpieczestwa (3)12. Ogranicza uwolnienia substancji promieniotwrczych z obudowy bezpieczestwa w warunkach awaryjnych i po awarii. 13. Ograniczy naraenie radiacyjne spoeczestwa i personelu elektrowni podczas i po awariach projektowych oraz wybranych cikich awariach powodujcych uwolnienia substancji radioaktywnych ze rde poza obudow bezpieczestwa EJ. 14. Ograniczy uwolnienia odpadw radioaktywnych i lotnych substancji radioaktywnych do wartoci niszych od dozwolonych limitw we wszystkich stanach eksploatacyjnych. 15. Utrzymywa kontrol warunkw otoczenia wewntrz elektrowni jdrowej by umoliwi prac systemw bezpieczestwa oraz przebywanie w elektrowni personelu koniecznego dla wykonywania dziaa potrzebnych dla bezpieczestwa.

  • Funkcje bezpieczestwa (4)16. Utrzymywa sta kontrol uwolne radioaktywnych z wypalonego paliwa podczas transportu lub przechowywania poza obiegiem pierwotnym, ale w granicach terenu elektrowni jdrowej, we wszystkich stanach eksploatacyjnych.17. Odbiera ciepo powyczeniowe z paliwa wypalonego przechowywanego poza obiegiem pierwotnym, ale na terenie elektrowni,.18. Utrzymywa wystarczajc podkrytyczno paliwa przechowywanego poza obiegiem pierwotnym, ale na terenie elektrowni.19. Zapobiega uszkodzeniom struktur, systemw i elementw, ktrych uszkodzenie powodowaoby utrudnienie w wykonywaniu funkcji bezpieczestwa.

  • 6. Wytyczne dla podziau na klasy bezpieczestwaWszystkie struktury, systemy i elementy wcznie z oprogramowaniem ukadw sterowania i kontroli musz by sklasyfikowane na podstawie ich funkcji i znaczenia dla bezpieczestwa. Musz by one zaprojektowane, zbudowane i konserwowane tak, by ich jako i niezawodno odpowiaday tej klasyfikacji.Klasyfikacja musi opiera si na metodach deterministycznych, uzupenionych w miar potrzeby metodami probabilistycznymi i ocen techniczn z uwzgldnieniem takich czynnikw jak:Funkcja bezpieczestwa wypeniana przez SSCKonsekwencje niewypenienia danej funkcjiPrawdopdobiestwo, e SSC bdzie potrzebne do wykonania funkcji bezpieczestwa Czas po wydarzeniu inicjujcym PIE kiedy SSC bdzie potrzebna do wykonania swoich funkcji.

  • Granice midzy systemami nalecymi i nie nalecymi do klas bezpieczestwawg ASME: Granica midzy systemem zakwalifikowanym do systemw bezpieczestwa a systemem poza klas bezpieczestwa. a- zawr normalnie zamknityb.- zawr automatycznyC-zawr zamykany zdalnie rcznie

  • Hierarchia zaworwHierarchia bezpieczestwa poczynajc od najniszej rangi jest nastpujca: normalnie otwarty zawr zamykany lokalnie rcznie, normalnie otwarty zawr zamykany rcznie zdalnie, normalnie otwarty zawr sterowany automatycznie, zawr zamknity administracyjnie. Klas integralnoci cinieniowej systemu podan po prawej stronie mona zastpi klas wysz, ale nie nisz. Klas podan po lewej stronie mona zastpi klas nisz.

  • Wg kodu ASME dla EJ: Pomidzy SSC nalecymi do rnych klas bezpieczestwa musz by odpowiednio zaprojektowane granice styku by zapewni, e adne uszkodzenie systemu nalecego do niszej klasy bezpieczestwa nie przeniesie si na system nalecy do wyszej klasy.Granice midzy klasami bezpieczestwa

  • Przejcie przez obudow bezpieczestwa

  • 7. Podzia systemw na klasy bezpieczestwa wg przepisw fiskichSSC zaliczamy do klasy bezpieczestwa (KB) 1 jeli ich:Uszkodzenie spowoduje wypadek bezporednio zagraajcy bezpiecznemu wyczeniu lub chodzeniu reaktora i wymagajcy natychmiastowego uruchomienia ukadw bezpieczestwa.

  • SSC zaliczamy do klasy bezpieczestwa (KB) 2 jeli ich:Ciga lub dostosowana do potrzeb praca jest konieczna w razie awarii projektowych dla zapewnienia podkrytycznoci reaktora i jego chodzenia, lub do zatrzymania wewntrz obudowy bezpieczestwa substancji radioaktywnych uwolnionych z reaktora wskutek awarii. Uszkodzenie uniemoliwioby dalsz eksploatacj i jednoczenie pozbawioby reaktor chodzenia i moliwoci odbioru ciepa powyczeniowego przy pomocy systemw, ktre zwykle su do odbioru ciepa powyczeniowego przy normalnej eksploatacji.Uszkodzenie spowodowaoby znaczce ryzyko powstania niekontrolowanego stanu krytycznego, lubUszkodzenie podczas wyczenia reaktora uniemoliwioby odbir grzania powyczeniowego przy pomocy systemw sucych do odbioru tego grzania po wyczeniu reaktora.

  • SSC zaliczamy do klasy bezpieczestwa (KB) 3 jeli ich praca jest niezbdna dla nastpujcych FBSystemy potrzebne do wypenienia nastpujcych FBWyczenie reaktora i utrzymanie go w stanie podkrytycznymChodzenie reaktora i odbir ciepa powyczeniowego z reaktora.Odbir ciepa powyczeniowego z paliwa wypalonego przechowywanego poza reaktoremPowstrzymywanie rozpraszania substancji radioaktywnych, orazOgraniczanie nastpstw cikich awarii.Systemy, ktre zapewniaj kontrol wypenienia powyszych FBSystemy majce niezawodnie zapobiega rozwojowi zdarze pocztkowych w sytuacje, w ktrych niezbdne jest uruchomienie systemu utrzymujcego albo inicjujcego funkcj bezpieczestwa

  • SSC zaliczamy do KB 4 jeli nie nale one do wyszej klasy , a ich uszkodzenie: Moe spowodowa wydarzenie inicjujce, mogce znaczco obniy bezpieczestwo jdrowe lub radiacyjne,Wskutek wyszego poziomu energii kinetycznej, cinienia lub energii cieplnej w systemie moe spowodowa zagroenie w rodowisku EJ lub spowodowa utrat zasadniczych funkcji bezpieczestwa. Przeszkodzi w bezpiecznej eksploatacji EJ lub w dziaaniach podejmowanych w sytuacjach awaryjnych i stanach przejciowych, (np. systemy komputerowe).W KB 4 s te systemy, ktre podczas wydarze inicjujcych wewntrznych lub zewntrznych zabezpieczaj systemy wykonujce funkcje bezpieczestwa, np. systemy ochrony przeciwpoarowej lub przeciwpowodziowej.

  • Granice systemw zawierajcych ciecz lub gaz - granice obiegu pierwotnegoGranica obiegu pierwotnego to wszystkie elementy znajdujce si pod cinieniem tworzce obieg chodzenia pierwotnego EJ, takie jak zbiorniki, rurocigi, pompy, i zawory lub elementy poczone z gwnymi rurocigami obiegu pierwotnego. W szczeglnoci granica cinieniowa obiegu pierwotnego obejmuje:Zewntrzny zawr izolacyjny znajdujcy si poza obudow bezpieczestwa na rurocigu przechodzcym przez cian obudowy bezpieczestwa. Zewntrzny z dwch zaworw ustawionych szeregowo, ktre s utrzymywane jako zamknite podczas normalnej pracy reaktora, w rurocigu, ktry nie przechodzi przez cian obudowy bezpieczestwa. Zawr bezpieczestwa lub zawr odciajcy (nadmiarowy, relief-valve) w obiegu pierwotnym.

  • Zewntrzne granice innych klas bezpieczestwa. Urzdzenie pasywne, ktre redukuje przepyw tak bardzo, e system pozostanie w stanie roboczym nawet, jeli w systemie nalecym do niszej KB zdarzy si awaria. Przykadem mog by ograniczniki przepywu w postaci rurki o maej rednicy, zaworu dawicego lub uszczelki na wale.Zawr normalnie utrzymywany w stanie zamknitymZewntrzny z dwch zaworw odcinajcych normalnie utrzymywanych w stanie otwartym, przy czym kady z nich moe by zamknity tak szybko, e system pozostanie w stanie roboczym nawet jeli zdarzy si awaria w systemie nalecym do niszej KB.Zawr odcinajcy normalnie utrzymywany w stanie otwartym w systemie, ktrego funkcj bezpieczestwa moe wykona rezerwowa cz systemu nawet jeli nie uda si zamkn zaworu stanowicego granic systemu.Zawr zwrotny o kierunku przepywu skierowanym do systemu o wyszej klasie bezpieczestwa. Zawr bezpieczestwa lub zawr nadmiarowy,

  • Elementy na granicy klasWszystkie elementy stanowice granic KB zaliczane s do wyszej KB. Wymienniki ciepa, ktrych jedna strona jest poczona z rurami zaliczanymi do wyszej KB a druga strona z rurami zaliczanymi do niszej KB s jako cao klasyfikowane w wyszej KB. Wytwornice pary reaktorw PWR stanowi wyjtek z tej oglnej reguy .- Ich strona pierwotne zaliczana jest do KB1, a wtrna do KB2. Rury o maej rednicy nalece do systemu klasyfikowanego jako KB2 lub KB3 i nie stanowice elementu obiegu pierwotnego mog by klasyfikowane do niszej klasy bezpieczestwa lub poza klas bezpieczestwa. Struktury i elementy systemu, ktre s niepotrzebne z punktu widzenia gwnej funkcji systemu, mog by zaliczane do niszej KB lub poza KB podobnie jak rurki maej rednicy.

  • 8. Klasyfikacja systemw - Klasa Bezp. KB 1a. Paliwo reaktoroweb. Elementy obiegu pierwotnego, ktrych rozerwanie spowodowaoby wyciek chodziwa tak duy, e nie mgby go skompensowa ukad wody uzupeniajcej. Zgodnie z t definicj, nastpujce elementy obiegu pierwotnego pozostaj poza granicami KB1. Rurki maej rednicy (rednica wewntrzna nie przekraczajca 20 mm)Elementy poczone z obiegiem pierwotnym poprzez urzdzenie ograniczajce natenie przepywu, ktre w razie rozerwania nie powoduj przecieku wikszego ni przez rurk o rednicy 20 mm, a takeElementy ktre w razie ich awarii mog by odizolowane od obiegu pierwotnego przez dwa ustawione szeregowo automatycznie zamykane zawory o czasie zamykania wystarczajco krtkim, by pozwoli na normalne wyczenie schodzenie reaktora.

  • Klasa Bezpieczestwa KB 2 Elementy obiegu pierwotnego nie nalece do KB1Systemy i elementy niezbdne dla awaryjnego wyczenia reaktoraUkady awaryjnego chodzenia rdzeniaUkad wtrysku roztworu kwasu borowego Ukad odbioru ciepa powyczeniowego Cz ukadu wody uzupeniajcej midzy pompami i obiegiem pierwotnymCz ukadu parowego znajdujca si wewntrz obudowy bezpieczestwa ograniczona przez najbardziej wysunite na zewntrz zawory odcinajceCz awaryjnego ukadu wody zasilajcej (AUWZ) ograniczona przez pompy AUWZ i wytwornice paryObudowa bezpieczestwa reaktora i zwizane z ni systemy wymagane dla zapewnienia caoci obudowy w razie postulowanej awarii.

  • Klasa Bezpieczestwa KB 2 cdPodpory obiegu pierwotnegoStruktury takie jak ograniczniki ruchu w razie awarii i bariery przeciw pociskom, chronice elementy klasy bezpieczestwa KB1.Wewntrzne elementy w zbiorniku cinieniowym reaktora, ktre nios rdze reaktora i s wane dla jego chodzeniaStojaki dla przechowywania wieego i wypalonego paliwa. System oprzyrzdowania pomiarowego i regulacyjnego zabezpieczajcego wyczenie awaryjne reaktora, awaryjne chodzenie reaktora, odizolowanie obudowy bezpieczestwa i inne funkcje bezpieczestwa potrzebne w razie postulowanej awarii.Elementy elektryczne i ukady rozprowadzania mocy niezbdne dla wykonania funkcji bezpieczestwa systemw nalecych do KB1 i KB2. Urzdzenia zasilania elektrycznego zapewniajce zasilanie elementw KB2 w razie utraty zasilania z sieci zewntrznej oraz energii dostarczanej przez gwne generatory EJ.

  • Klasa Bezpieczestwa KB 3 (cz) jeli dany element nie naley do KB2Ukad dostarczania roztworu kwasu borowego ograniczony przez zbiornik kwasu borowegoCzci ukadu regulacji objtoci chodziwa w obiegu pierwotnym, Czci awaryjnego ukadu wody zasilajcej, ktre nie nale do KB2Systemy potrzebne dla chodzenia i odcienia cinieniowego I obiegu Ukady chodzenia, wcznie z kanaami i tunelami wody chodzcej dla odbioruGrzania powyczeniowego w rdzeniu reaktoraGrzania powyczeniowego z paliwa przechowywanego poza reaktoremCiepa wytwarzanego w urzdzeniach nalecych do klasy bezpieczestwa KB2Ciepa wytwarzanego w elementach tych samych ukadw

  • 9. Kwalifikacja struktur, systemw i elementw wanych dla bezpieczestwaStruktury, systemy i elementy musz by odporne na warunki awaryjne w ich otoczeniu, a wic np. po awarii rozerwania rurocigu na podwyszone temperatury, cinienia, wilgotno, radiacj itd. Obcienia powodowane przez parametry awaryjne dodaje si do zmian powodowanych przez starzenie struktur, systemw i elementw. Dla przyspieszenia procesw starzenia mona stosowa podwyszone temperatury , cinienia , silniejsze drgania itp., lub kilkakrotne maksymalne obcienia parametrami awaryjnemi.

  • Wymagania wobec kwalifikacji wyposaenia EJ.Program kwalifikacji wyposaenia przewidzianego dla wypeniania funkcji bezpieczestwa w elektrowni jdrowej musi obejmowa nastpujce elementy:1. Kryteria kwalifikacji2. Program prb kwalifikacyjnych majcy wykaza, e kryteria kwalifikacyjne s wypenione poprzez analiz, prby, dowiadczenie eksploatacyjne albo kombinacj tych trzech metod. 3. Dowd, e proces kwalifikacji zosta pomylnie zakoczony.4. Dokumentacja potwierdzajca wypenienie punktu 1, 2), 3).

  • Wg IEEE-627-1980 program kwalifikacji wyposaenia winien zawiera jako minimum Wymagania odnonie dziaania wyposaenia z opisem jego funkcji bezpieczestwaGranice wyposaenia z wyliczeniem elementw wchodzcych w jego skad i fizycznym pooeniem elementw. Opis stykw, obcie, rde zasilania i sygnaw sterujcychKodeksy projektowe i normy stosowane w projekcieSpecyficzne normy odnonie kwalifikacji wyposaenia danego typuOkrelenie warunkw pracy danego wyposaeniaMargines bezpieczestwa w programie kwalifikacjiOkrelenie istotnych procesw starzenia wyposaeniaKryteria akceptacji procesu kwalifikacji Wymagania odnonie dokumentacji z kwalifikacji wyposaenia

  • Wpyw starzenia na materiay i urzdzenia EJPrzy ustalaniu programu kwalifikacji urzdze naley bra pod uwag starzenie si, okres kwalifikowanego ycia (installed life) i margines bezpieczestwa. Trzeba 1) okreli, jakie procesy zwizane ze starzeniem mog wywiera wpyw na dane urzdzenie lub materia, 2) przeprowadzi program bada, ktry zagwarantuje, e nie spowoduj one uszkodze o wsplnej przyczynie w badanym materiale lub urzdzeniu. Przykady:. Utrata odpornoci przeciwpoarowej pokrycia kabli w elektrowniach jdrowych na Ukrainie. Zatykanie filtrw UACR. Okres kwalifikowanego ycia (installed life) to okres czasu od zainstalowania urzdzenia do jego demontau, podczas ktrego urzdzenie lub element EJ pracuje w warunkach otoczenia i znosi warunki awaryjne zgodnie z projektem.Margines bezpieczestwa (margin) rnica midzy warunkami eksploatacji lub awaryjnymi a warunkami stosowanym podczas kwalifikowania urzdzenia.

  • Okrelenie kwalifikowanego okresu ycia zaley od metody do oceny efektw starzeniaGdy kwalifikacji podlega wyposaenie, w ktrym procesy starzenia zachodziy w sposb naturalny, to okrelenie kwalifikowanego okres ycia jest proste. Gdy nie stosuje si starzenia naturalnego: ocena przebiegu starzenia musi uwzgldni analiz techniczn prowadzon przy zaoeniach bezpiecznych (pesymistycznych). W analizie tej bierze si pod uwag:Wyniki starzenia stosowane w procesie kwalifikacjiDane eksploatacyjneWyniki poprzednich badaWiedz o istotnych procesach starzenia, ktre zachodz w danym wyposaeniu.

  • 10. Kryteria do uwzgldnienia przy kwalifikacji wyposaenia (1)1. Funkcje bezpieczestwa, jakie wypenia dane wyposaenie i wymagania stawiane mu w projekcie. Elementy i podzespoy nie potrzebne do wypenienia FB mog by wyczone z procesu kwalifikacji, ale trzeba udowodni, e bez nich wyposaenie speni swe FB. 2. Opis wyposaenia, jego rola w systemie, fizyczne pooenie i granice, wszystkie poczenia, rda energii, uszczelnienia, obwody kontrolne, ktre przechodz przez granice danego urzdzenia, pooenie i sposb montau wyposaenia, jeeli s one istotne dla kwalifikacji wyposaenia, np. monta zaworu w pooeniu innym ni pionowe. 3. Styki i zwizane z nimi obcienia powodowane fizycznymi wizami z innymi urzdzeniami.

  • Kryteria do uwzgldnienia przy kwalifikacji wyposaenia (2)4. Standardy i przepisy stosowane w projekcie, z podaniem nazwy i dokadnego numeru akapitu wewntrz normy. 5. Normy, wedug ktrych prowadzony jest proces kwalifikowania danego urzdzenia, np. w warunkach USA norma IEEE Std 382-1980 kwalifikowania napdw zaworw wanych dla bezpieczestwa. 6. Warunki eksploatacji z wyspecyfikowaniem caego zakresu oczekiwanych parametrw, na jakie bdzie naraone dane wyposaenie w cigu swojej pracy. Przykadami takich parametrw s: Cinienie zewntrzne, Temperatury, Wilgotno wzgldna, Promieniowanie, gamma, beta i neutronowe. Drgania , Obcienia cykliczne przy normalnej eksploatacji, Przenoszone obcienia, Efekty korozyjne w wodzie, powietrzu itd. ,Zasilanie energetyczne

  • Wymagane okrelenie warunkw pracy i wynikajcych z awarii projektowychWarunki awaryjne obejmuj:wstrzsy sejsmiczne, awaria utraty chodziwa, rozerwanie przewodu wysokoenergetycznego, wzrost reaktywnoci w reaktorze, utrata pomp w obiegu pierwotnym, zalanie wod itd.Naley poda: istot funkcji bezpieczestwa, jakie ma spenia wyposaenie reaktora. przez jaki przecig czasu musi by zdolne do pracy dane urzdzenie. Warunki pracy naley wyrazi jako przewidywan histori pracy dla kadego parametru, ktry moe wpywa na prac urzdzenia podczas potencjalnej awarii.

  • Marginesy bezpieczestwa powinny by ustalone tak, by uwzgldniprzedzia midzy najbardziej surowymi warunkami okrelonymi w analizach bezpieczestwa a warunkami stosowanymi w toku prbodchylania mogce zdarzy si przy normalnej produkcji urzdze i bdy w okreleniu wymaganych parametrw pracy. niepewno zwizan z zastosowaniem techniki analitycznej przy okreleniu parametrw rodowiska,niepewno zwizan z testwaniem tylko niewielkiej liczby prbekniepewno co do wyposaenia, ktrym wykonujemy badania.Np wg normy ANSI 323 Maks. temperatura - 8 oC. Gdy prby kwalifikacyjne prowadzi si w otoczeniu pary nasyconej, to margines T powinien by tak dobrany, by P prbne nie przekraczao P pary nas. odpowiadajcego szczytowej T pracy wicej ni o 0,3 bar Promieniowanie: + 10 % w stosunku do dawki awaryjnej...itd

  • Stany przejcioweDla stanw przejciowych w otoczeniu urzdzenia mona stosowa dwie metody:Doda margines do przewidywanej T i P, lub Zaoy, e wartoci szczytowe bez dodawania marginesu temperatury i cinienia wystpi dwukrotnie. Mona te stosowa kombinacje tych metod.

  • Okrelenie warunkw surowego otoczenia Temperatura i cinienie w obudowie bezpieczestwa po LOCA i po rozerwaniu rurocigu parowego MSLB.. Wpyw ukadu zraszania (wilgo, para) i chemikaliw Warunki radiacyjne w obudowie i poza obudow bezpieczestwa. Trzeba uwzgldni dawki otrzymane przez wyposaenie w cigu caego przewidywanego okresu ycia i doda do nich dawki przy maksymalnej awarii projektowej. Warunki otoczenia dla wyposaenia poza obudow bezpieczestwa. Wyposaenie elektryczne ktre moe by naraone na skutki rozerwania rurocigw i wymagane jest do ograniczenia skutkw takiej awarii musi by kwalifikowane na oczekiwane warunki rodowiskowe.

  • Uwzgldnienia warunkw lokalnych, a nie tylko rednichPrzy ustalaniu T max w otoczeniu danego urzdzenia szczeglnie umieszczonego wewntrz obudowy bezpieczestwa, naley zwrci uwag by uwzgldnia miejscowe T max., a nie tylko redni T max w pomieszczeniu. I tak np. T rednia w pomieszczeniu WP osiga warto max po awarii rozerwania obiegu pierwotnego, ale warto miejscowa dla elementu pooonego w ssiedztwie rurocigu parowego moe by wysza po rozerwaniu rurocigu parowego. Tak wic kad ocen temperaturow naley sprawdza z punktu widzenia uwzgldnienia moliwych efektw lokalnych.Marginesy mog by dodatnie lub ujemne, w zalenoci od tego, co spowoduje bardziej ostre warunki dla kwalifikacji urzdzenia. Na przykad zwykle bdziemy podnosi T max, natomiast w przypadku napicia zasilania moe by konieczne uwzgldnienie zarwno wzrostu jak i obnienia napicia.

  • 11. Parametry testw odpornoci wyposaenia w EJ Temelin na LOCATemperatury i cinienia stosowane w czasie testw stanowi obwiedni rnych krzywych T i P oczekiwanych przy rnych przebiegach awarii utraty chodziwa.

  • Klasyfikacja sejsmiczna struktur, systemw i elementw EJ W EJ Temelin zgodnie z IAEA Safety Guide 50-SG-D15, struktury , systemy i elementy kategorii 1 obejmujElementy, ktrych uszkodzenie moe spowodowa awari wymagana odporno na trzsienie ziemi SL2Elementy potrzebne do bezpiecznego wyczenia reaktora, ledzenia jego parametrw i odbioru ciepa przez minimum 3 dni (wymagana odporno na SL2) Elementy potrzebne do powstrzymania uwolnie substancji radioaktywnych lub utrzymania ich uwolnie poniej wartoci dopuszczalnych w razie awarii (minimum SL2). Kategoria sejsmiczna 1 obejmuje take elementy zaprojektowane dla ograniczenia nastpstw awarii LOCA i HELB chocia granica cinieniowa obiegu pierwotnego i wszystkie rurocigi wysoko energetyczne s zaprojektowane tak, by wytrzymyway obcienia trzsienia ziemi SL2.

  • Podzia wyposaenia o klasie odpornoci sejsmicznej 1 na podkategorie1a) gdy wymagana jest pena funkcjonalno1b) - gdy wymagana jest tylko integralno mechaniczna 1c) - gdy wymagana jest tylko stabilno by unikn interakcji przy wstrzsach sejsmicznych Wyposaenie elektryczne, pomiarowo-kontrolne i aktywne elementy mechaniczne (pompy, zawory, wentylatory itd.) potrzebne do wypeniania funkcji bezpieczestwa podczas i po trzsieniu ziemi s typowo zaliczane do podkategorii 1a. Ukady rurowe i wentylacyjne oraz pasywne elementy mechaniczne (zbiorniki, wymienniki ciepa, filrry tid) s typowo zaliczane do podkategorii 1b.Struktury, systemy i elementy nie wczone do podkategorii 1a i 1b, a mogce wpywa na ssiednie wyposaenie wane dla bezpieczestwa wskutek swych przesuni lub upadku, lub ktre mog zaama si (upa) i spowodowa powd s typowo zaliczane do podkategorii 1c.

  • Kontrola i dokumentowanie jakoci kwalifikacji wyposaenia w energetyce jdrowej.Praktyka we Francji. Z uwagi na znaczenie zapewnienia jakoci w kwalifikacji wyposaenia, EDF podj dziaania obejmujce Opracowanie i rozdzielenie zaktualizowanej dokumentacji dla wszystkich EJ Zaktualizowanie dokumentacji lub wykonanie analiz i testw dla wyposaenia, ktre nie spenia wymaga aktualnych norm,Szkolenie personelu EDF i dostawcw),Wymagane utrzymywanie kwalifikacji wyposaenia w EJ Skadowanie i czci zapasowe,Warunki pakowania i przechowywania,Raporty o bdach popenionych w przeszoci,Utrzymywanie jakoci produkcji wyposaenia u dostawcw,Ujednorodnienie wymaga zapewnienia jakoci w skali krajowejKoordynacja i przedkadanie raportw najwyszemu kierownictwu EDF.

    *