Рефераты по БЖД

Практическая культура безопасности эксплуатации АЭС

1. Недостаточное знание или понимание персоналом принципов и законов действия блока АЭС. Знание и понимание персоналом принципов и законов действия блока АЭС определяется как существующей на данной АЭС системой отбора специалистов на конкретные должности, так и системой их теоретического обучения и передачи им существующего уже опыта оперативной эксплуатации блока. С течением времени как требования к принимаемым на АЭС специалистам, так и система их подготовки на АЭС существенно изменялись. Если на первом блоке НВ АЭС для подготовки оператора реакторного отделения на БЩУ требовалось только наличие общего высшего образования (специалист мог иметь диплом инженера по сельскохозяйственной технике или железнодорожника), а система подготовки специалиста на АЭС базировалась на самоподготовке и наставничестве, то уже на пятом блоке НВАЭС для подготовки специалистов того же профиля требовалось наличие специального высшего образования, подготовка и самостоятельная работа на промежуточных должностях (с обучением в УТЦ с использованием полномасштабных тренажеров). Разумеется, элементы самогоподготовки и наставничества в системе подготовки специалиста сохранены в необходимых пропорциях.

2. Недостаточно полное или недостаточно корректное отражение принципов и законов действия блока АЭС в инструкциях по эксплуатации блока. Как уже упоминалось выше, в 1963 г. для разработки инструкций по эксплуатации первого блока НВ АЭС была создана рабочая группа из молодых ученых ИАЭ и будущих операторов-технологов БЩУ, которые, не имея никакого практического опыта эксплуатации АЭС, писали инструкции по эксплуатации только на основе своих знаний проектных и конструкторских материалов. При этом следует иметь ввиду, что проектанты и конструкторы также не имели никакого практического опыта эксплуатации АЭС. Очевидно, что при таких условиях трудно было рассчитывать на полноту и корректность отражения в инструкциях по эксплуатации принципов и законов действия блока. В дальнейшем при накоплении практического опыта эксплуатации блока оперативным персоналом в инструкции по эксплуатации вносились необходимые изменения и степень соответствия их принципам и законам действия блока повышалась. Подобная же ситуация имела место при пуске всех остальных блоков НВ АЭС (за исключением четвертого, который был подобием третьего блока): оперативный персонал разрабатывал инструкции по эксплуатации вновь пускаемого блока, не имея еще никакого практического опыта эксплуатации этого блока. Буквально анекдотической иллюстрацией к сказанному выше является тот факт, что второй блок НВ АЭС был спроектирован, построен и сдан в эксплуатацию с паровым компенсатором объема (КО), но: без каких бы то ни было штатных систем расхолаживания КО. Оперативный персонал второго блока, имевший только опыт эксплуатации первого блока с азотным КО, при разработке инструкций по эксплуатации второго блока НВ АЭС попросту не обратил внимания на отсутствие штатной системы расхолаживания КО. И только столкнувшись с этой проблемой при первом останове блока после его пуска и работы на мощности (!!) оперативный персонал был вынужден придумывать совершенно нештатную схему расхолаживания КО с помощью системы продувки импульсных трубок уровнемеров КО. Разумеется, эксплуатационный персонал НВ АЭС тут же разработал и внедрил систему расхолаживания КО сначала от насоса петли очистки 1-го контура, а несколько позднее и от напора ГЦН. Соответствующие изменения были внесены во все инструкции по эксплуатации второго блока НВ АЭС. Каково же было изумление вновь укомплектованного оперативного персонала строящегося третьего блока НВ АЭС, когда, спустя два года, приступив к изучению проекта третьего блока, они обнаружили отсутствие в проекте: каких бы то ни было систем расхолаживания КО.

3. Получение персоналом от вышестоящих лиц распоряжений, нарушающих законы и принципы действия блока АЭС. Выше уже приводился пример бездумного распоряжения главного инженера НВ АЭС, выполнение которого СИО привело к первой радиационной аварии на первом блоке НВ АЭС. Едва ли не более разительным является пример потенциальной аварии на втором блоке НВ АЭС. В октябре 1985 г. в корпусе реактора второго блока НВ АЭС, работавшего на номинальной мощности, появились громкие металлические удары (сила их была такова, что они прослушивались даже на ЦЩУ диспетчера станции в "чистой зоне"). В соответствии с требованием ПБЯ-04-74 и, соответственно, всех инструкций по эксплуатации оператор реактора должен был немедленно самостоятельно остановить реактор нажатием кнопки аварийной защиты (АЗ). Того же действия требовали инструкции по эксплуатации от НС реакторного цеха и от НС АЭС. Однако, второй блок не только не был остановлен, но руководство НВ АЭС приняло решение и отдало распоряжение продолжать работу блока на мощности, мотивируя это беспрецедентное решение: необходимостью выполнения плана выработки электроэнергии, установленного для НВ АЭС на 1985 г. И если в 1968 г. ЗНС Бедринов Е.П., - в полном соответствии с требованиями инструкций по эксплуатации, - отказался выполнять самоубийственное распоряжение главного инженера НВ АЭС, то в 1985-86 г.г. ни один из НС АЭС, НС РЦ, ВИУР в течение полугода работы явно дефектного реактора не решился при приеме смены нажать кнопку АЗ реактора, что они были обязаны безоговорочно сделать в соответствии с требованиями ПБЯ и инструкций по эксплуатации. Т.е. к этому времени подавление системы ограниченного единоначалия в оперативном управлении АЭС всеобъемлющим в СССР принципом абсолютного единоначалия было завершено полностью и оставалось только ждать логического завершения - Чернобыльской катастрофы. Кстати будет сказать, что уверившееся в своей способности изменять или даже отменять принципы и законы действия блока АЭС руководство НВ АЭС не остановило второй блок НВ АЭС и в январе 1986 г., когда план выработки электроэнергии 1985 г. был уже выполнен. Второй блок НВ АЭС с явно дефектным реактором был остановлен на планово-предупредительный ремонт только в марте 1986 г., немногим более чем за месяц до Чернобыльской катастрофы. При вскрытии реактора было установлено, что внутри корпуса реактора оборвалась одна из трех шпонок, фиксирующих положение в корпусе реактора выемной шахты с расположенной в ней активной зоной реактора. В силу этого обстоятельства на фланце выемной шахты, на котором она и висит вместе с активной зоной в корпусе реактора, начала развиваться трещина. К моменту вскрытия реактора длина трещины составляла ? всего периметра фланца. Каждому грамотному инженеру известно, что характер развития подобных трещин носит совершенно неопределенный характер. И только эта неопределенность в течение пяти месяцев отделяла весь мир от срабатывания следующей цепочки событий: катастрофическое развитие трещины - обрыв выемной шахты реактора с активной зоной - обрыв под действием их суммарного веса оставшихся двух фиксирующих шпонок - падение шахты с активной зоной до упора с вводом в активную зону частей тепловыделяющих сборок, остававшихся внизу (такова конструкция органов регулирования этого типа реакторов) - + Δρа.з. ≥ β - чудовищный паровой взрыв из-за не управляемого выделения энергии в активной зоне реактора, превосходящий по силе будущий Чернобыльский (из-за наличия у этого типа реактора прочного корпуса). Разумеется, это была бы Нововоронежская катастрофа, а не Чернобыльская: .

Перейти на страницу номер:
 1  2  3  4  5  6  7 


Другие рефераты:

© 2010-2016 рефераты по безопасности жизнедеятельности