Только некоторое увеличение и весы отложений на ее внутренних поверхностях.

Для уменьшения последствий утечки натрия предлага­ются разданные устройства, в том числе крупные сборни­ки или углубления, расположенные под всем натриевым контуром и в особенности под резервуарами для хранения натрия, которые должны быть способными принять с до­статочным коэффициентом запаса весь натрий, содержа­щийся в установке. Если под сборником имеется достаточ­ное пространство, то рекомендуется применять отстойники, аы рол ценные в форме бутылки, аналогичные отстойни­кам, используемым для крупных масляных трансформа­торов.                           .

Возможны различные конструкции сборников натрия, но критерии выбора наиболее подходящей конструкции для каждого конкретного типа установки пока еще с тру­дом поддаются строгому определению. Основными пара­метрами, которые должны приниматься во внимание при учете особенностей каждой установки в аварийной ситуа­ции, являются скорость утечки натрия, температур! на­трия, общее количество подлежащего сбору натрия, высо­та радении натрия, степень диспергирования струи натрия перед столкновением последней со сборником, возможность активных действий пожарного с применением соответству­ющих средств пожаротушения, наличие свободного прост­ранства, условия вентиляции в помещениях, требуемая сте­пень пригодности установки после больших утечек натрия, характеристика материала пола с учетом требований к ухо­ду за оборудованием,                                                   ___

На современном этапе наиболее перспективными счи­таются следующие типы сборников:

сборник е проволочной сеткой, который благодаря его простоте может быть использован в тех случаях, когда не ^: требуется эффекта самогашення;

сборник со слоем вермикулита над проволочной сеткой, »’ накрытой сеткой Келлера, который является особенно пер- . спективиым в случае слабодиспергированной струн с боль­шим перепадом давления;

сборник типа чернильницы-непроливайки с углом 120°,

T 24—476

(США) на БН, номинальная мощность первой ступени ко­торого составляла 50 МВт, защита от загорания натрия осуществляется следующим образом:

для первичной системы охлаждения используется тру­бопровод с двойными стенками, пространство между ко­торыми заполняется инертным газом, чтобы при утечке натрия он оставался в этом пространстве, ие вступая в хи­мические реакции; хотя камера, в которой расположена первичная система, обычно заполнена инертным газом, во тремя технического осмотра реактора этот газ заменяют атмосферным воздухом; на период технического осмотра в целях предупреждения потенциально возможного заго­рания натрия в системе предусмотрены порошковые огне­тушители;

для вторичной системы охлаждения применяется тру­бопровод, имеющий одинарные стенки, наружная поверх­ность которых соприкасается с атмосферным воздухом, из-за чего любая утечка натрия может привести к его загора­нию или химическому взаимодействию с материалом тер­моизоляции. Кроме того, все помещения разделены пере­городками па отсеки, чтобы ограничить площадь и объем растекания натрия, причем к каждому из таких отсеков подведены специальные трубопроводы, с помощью кото­рых вытекающий натрий можно собрать и хранить в безо­пасных условиях.

Предложено несколько комбинированных систем сбора разлившегося натрия. Одна из них состоит из листовой металлической облицовки, улавливаю щих желобов и дре­нажных резервуаров. Стены помещения, в котором нахо­дится эта система, защищаются от воздействия натрия ме­таллическими облицовочными листами. Желоба улавлива­ют вытекающий натрий и по каналам и трубопроводам направляют его в дренажные резервуары. Желоба имеют небольшой уклон в сторону дренажных каналов, сами ка­налы имеют уклон в сторону дренажной трубы. Для ой­кания натрия даже в случаях небольших утечек, когда он может затвердеть и заблокировать дренажную систему, каналы могут подогреваться, а стены помещения, в кото­ром находится эта система, защищаются от воздействия натрия металлической облицовкой.

Если конструкции сборников первого и второго конту­ров системы охлаждения реактора на АЭС в значительной степени аналогичны, то способы предупреждения утечки натрия и его воспламенения в первом и втором контуре

3S6

различаются. Так, во втором контуре системы охлаждения сборники снабжены металлическими листами типа пере борок, образующими небольшие отделения. Для уменьше­ния скорости горения сборники накрыты сетками с разме­рами ячеек 2 мм и диаметром проволоки 0,9 мм, что обес­печивает беспрепятственную протечку натрия.В случае по­жара сетка блокируется образующимся дымом. Избыток ки­слорода быстро уменьшается, что значительно снижает ин­тенсивность горения. Кроме того, дренажный трубопровод перекрывается пробкой из легкоплавкого сплава, которая в нормальных условиях закрывает резервуары, наполнен­ные инертным газом. В случае утечки и начала горения натрия пробка плавится и инертный газ выходит. При не­обходимости дополнительная подача инертного газа может осуществляться от внешнего источника.

В некоторых случаях, когда в силу конструктивных осо­бенностей прямой дренаж невозможен, предлагается при­менять вакуумный дренаж. Благодаря такой системе улав­ливания и дренажа даже крупные утечки натрия в первом контуре системы охлаждения на представляют серьезной опасности. Для второго контура системы охлаждения, име­ющей контакт с воздухом, вероятность пожара не может быть полностью исключена, так как на сбор натрия требу­ется некоторое время. Пожар в этом случае будет продол­жаться короткое время из-за наличия небольшого остаточ­ного количества натрия.

Если при проектировании новых АЭС возникнет необ­ходимость дальнейшего снижения пожарной опасности, вызываемой утечкой и возгоранием натрия, то возможна установка аналогичных, но более дорогостоящих уст­ройств. В таких устройствах вместо сеток рекомендуется применять дренажную систему, которая представляет со­бой сборники, состоящие из плит, устанавливаемых под углом друг к другу и образующих ряд параллельных дре­нажных каналов. В нижней части этих каналов предусмо­трены отверстия для стекания натрия в сборники. Попе­речное сечение отверстий ие превышает 0,5 % общей пло­щади желоба. Для предотвращения растекания небольших количеств натрия по всей поверхности сборника в послед­нем устанавливаются перегородки, разделяющие его на отделения. Прн этом возгорается только около 10 % нат­рия, остальное количество охлаждается и затвердевает в сборнике.

Третьим способом защиты от загорания натрия являет-

387

ся использование прессованного графита в виде пластин или таблеток, уложенных на дно сборников и обработан­ных серной кислотой. При соприкосновении с горящим на­трием графит расширяется, увеличиваясь в объеме до 200 раз.. Так как плотность расширившегося графита очень ма­ла, он всплывает на поверхность натрия, образуя толстый слой, почти полностью перекрывающий доступ кислорода к натрию. Такой способ удобен тем, что обеспечивает са- мозатухаиие без вмешательства операторов, не требует применения автоматических систем передачи извещений о пожаре, дополнительных технических средств подачи ог­нетушащего вещества к очагу горения.

При рассмотрении возможности гипотетической аварии с потерей теплоносителя (LOCA) выявилось, что в этом случае должно происходить плавление и выброс вещества активной зоны реактора. Для улавливания такого распла­ва, состоящего из смеси натрия иядерного топлива,и удер­жания его в течение определенного времени под реакто­ром должна устанавливаться очень надежная и дорого­стоящая система.

Донная часть этой системы рассчитана на выдержива­ние температуры горячего расплава активной зоны до 2700 °C, а вертикальные стенки должны выдерживать воз­действие агрессивной среды расплавленного натрия вбли­зи точки кипения примерно 900 ^СС. Чтобы сконструировать такой улавливатель, подобрать соответствующие материа­лы и обеспечить работоспособность системы, потребова­лись обширные исследования и продолжительные нспыта< ния. В результате выяснилось, что улавливатель вещества активной зоны должен быть покрыт слоем оксида урана или оксида тория!. Этот слой защищает расположенную ниже систему охлаждения от воздействия высокой темпе­ратуры. Сборник натрия состоит в этой системе из сталь­ного сосуда с теплоизоляционным покрытием, которое за­щищает стальную конструкцию от температурных воздей­ствий. Теплопроводность такой изоляции должна быть ниже 22 Вт/(м- град) для того, чтобы не превысить макси­мально допустимого для стенки значения (примерно 750 °C).

Нанвысшая нагрузка на сборник ожидается в зоне по­верхности расплавленного натрия, где имеет место резкий градиент температуры. Поэтому изоляционный материал стенок должен удовлетворять следующим условиям: высо­кая стойкость к тепловым ударам и к воздействию натрия

при высоких температурах, устойчивость к деформации, низкая теплопроводность даже при высоких температурах н в агрессимой среде натрия, исключение возможности выделения паров воды, доступность.

Помимо систем улавливания и сбора натрия для пре­дотвращения возникновения пожаров важно раннее обна­ружение утечек, что позволяет своевременно устранить по­вреждения в уменьшить последствия таких течей. В рабо­те описаны два типа систем обнаружения течей: локальная и общая, причем рекомендуется применять параллельно две независимые системы обнаружения утечек.

Утечки натрия должны быть обнаружены на достаточно ранней стадии^ чтобы можно было уменьшить нежелатель­ные последствия, в частности возникновение ' пожаров.

На начальной стадии утечки в трубопроводах и резер­вуарах могут быть обнаружены с помощью локального де­тектора, а на стадии горения натрия — с помощью общей системы 'обнаружения. Резерв надежности обеспечивается при использовании иа одной установке, по крайней мере, двух независимых систем.

• Локальный метод обнаружения течей является про­стым и основывается на хорошей электропроводности нат­рия. Устройство может включать два электрических кон­такта, которые закорачиваются при валличии натрия, или одного контакта, заземляющегося в случае утечки. Для ло­кального обнаружения применяется также электропрово­дящая проволока, продетая через полые бусины из огне­упорного материала, которая укладывается вдоль труб или стенок резервуаров. Детекторы можно крепить к вентилям, к стенкам восстановительных резервуаров или внутри внеш­него кожуха труб с двойными стенками.

Локальные системы позволяют обнаружить малые утеч­ки (до 1 л/мии) и дают возможность своевременно вме­шаться и предотвратить натриевый пожар.

Общая система обнаружения устанавливается в объе­ме, содержащем оборудование с натрием. Действие систе­мы основано на анализе эмиссионного спектра газов, при­сутствующих в замкнутом объеме. Если в газе присутству­ет натрий, то при попадании газа в пламя происходит из­менение спектра свечения с появлением характерной для

натрия длины волны 582 ^{X Пр}и ^регист^рации ^датчик°м втой длины волны срабатывает сигнальное устройство. В пламени фотометра происходит разложение соединений

натрия, в частности оксида и гидроксида натрия, входя­щих в состав частиц аэрозолей, образующихся при горении натрия. Таким образом, детектор системы представляет собой пламенный спектрофотометр. Для непрерывной про­качки через пламя фотометра газов с контролируемой ско­ростью используется отборное устройство. При регистра­ции характеристической желтой линии натрия генерируется сигнал, амплитуда которого пропорциональна концент­рации натрия в отбираемой пробе воздуха. Чувствитель­ность системы составляет примерно 0,1 мкг натрия на 1 л воздуха.

В целом подобные системы обнаружения утечек и улав­ливания натрия, а в случае необходимости и расплава ядерного топлива создают определенные условия для пре­дотвращения пожаров от натрия.

Более простыми конструкциями сборников оснащаются емкости технологического оборудования с горючими жид­костями (ГЖ). Они оборудуются аварийным сливом, а также устройствами и приспособлениями (поддоны, при­ямки, бортики), которые позволяют организовать сбор и отвод ГЖ, не допуская их растекания в случае аварий и протечек на действующем оборудовании. Оборудование, содержащее ГЖ и не принимающее непосредственного уча­стия в процессе выработки электроэнергии, выносится за пределы главного корпуса (маслоохладители трансформа­торов и т. п.). Маслобаки трансформаторов и маслосисте­ма главных циркуляционных насосов оборудуются стацио­нарными системами пожаротушения.

Контуры охлаждения реактора конструктивно выполня­ются в виде параллельных петель теплоотвода, работаю­щих каждая с автономным главным циркуляционным на­сосом, что позволяет осуществлять охлаждение реактора при выходе из строя нескольких главных циркуляционных насосов. В результате этого предупреждается возникнове­ние пароциркониевой реакции из-за перегрева тепловыде­ляющих элементов.

Разновидностью самотушения является тушение натрия с помощью поддонов. Эксперименты с поддонами самоту- шеиия подтверждают их высокую эффективность. Способ заключается в том, что выливающийся при аварии жид­кий натрий стекает в специальные поддоны-ящикн с на­клонными крышками. При заполнении поддона создается гидрозатвор из натрия. Внутри поддона образуется герме­тичное пространство, способствующее самозатухапию на-

тряя. Поддоны применяются в том случае» если объемы ; предполагаемых проливов менее 100 м³. Конструкции под­донов самотушения, разработанные в последнее время,

- имеют более высокую эффективность работы потому, что ! на единице их поверхности сгорает меньшее количество

- натрия (до 15 КГ’М~³) благодаря применению оптималь- .• ных углов наклона и сечения отверстий сброса давления : из полости поддона.

Испытания различных конструкций поддонов, две из • которых представлены на рис. 8.9 и 8.10, позволили уста- t новнть закономерности изменения температуры металла г в них при самотуШении. Результаты опытов (рис. 8.11) по- сказывают, что использование охлаждения в поддонах поз- s воляет значительно ускорить процесс тушения. Вместе 1 с тем этот способ тушения имеет ряд существенных недо* > статков: поддоны достаточно громоздки, их трудно уста-

381

навливать в и извлекать ликвидации

аварии, не обеспечивается прекращение дымовыдс- лення и тушения на по­верхности поддонов.

Активные способы по­жаротушения заключают­ся в использовании огне­тушителей или иных средств, подающих в по­мещение огнетушащие ве­щества.

Высокая химическая активность натрия за­трудняет использование для его тушения традици­онных средств и способов. При ликвидации пожара объемным способом (путем разбавления воздуха азо­том) потушенный натрий благодаря образовавшейся пе­рекиси становится еще более пожароопасным. Температура его самовоспламенения значительно снижается (с 300 до 100°C), что может привести к повторному загоранию. Этот эффект обусловливается реакцией перекиси с исходным натрием. Перекись может взрывообразно реагировать при механическом перемешивании с натрием и некоторыми ор­ганическими маслами. Данные обстоятельства осложняют тушение натрия.

Поэтому при его тушении необходимо не только соз­дать бескислородную атмосферу, но и поддерживать ее в течение длительного времени до остывания массы нат­рия ниже 100 °C. Поскольку предельное содержание кисло­рода, при котором прекращается горение, чрезвычайно низкое (менее 5 %), то для объемного тушения требуется обеспечить повышенную герметичность помещения и боль­шой объем азота.

Для повышения эффективности тушения натрия газо­образным азотом рекомендуется добавлять к нему от 5 до 15 % углекислого газа. Последний, вступая в реакцию с перекисью натрия, превращает ее в инертный карбонат, поэтому повторное самовоспламенение не наступает даже при 200—250 °C.

J •          , •      ~                                .

I '    •.      .                                    .

J                                             •                                                                       .

■ Для помещений первого и второго контуров примени- 'ге я гаммюе тушение см е сью азота» содержащей 4—

^5 % СО* при этом.. по сигналу датчика о пожаре отключа- пен приточная вентиляция в данном помещении и' вклю-

* дается противодымная, а затем производится подача инерт-

* сото ' газа в количестве, достаточном для снижения кон­центрации О# в помещении менее 5% (об.). Степень

* герметичности помещения в этом случае играет решающую

* ооль. В качестве • характеристики герметичности принято

* для новых реакторов, чтобы натечка газа не превышала « I % объема помещения в 1 ч для первого контура и 5 %

объема ' помещения в 1ч для второго контура при перепа-

* и давления 50 мм вод. ст.

. Для обеспечения эффекта тушения требуется охладить

* металл ниже его температуры плавления.

* . При применении этого способа тушения необходимо об­* защать внимание на исключение возможности заброса ( инертного газа в соседние помещения и необходимость вы- I держки металла до остывания в Течение нескольких часов. > Процесс .объемного пожаротушения натрия в помеще- ¹ дай можно оптимизировать, если 'иметь достаточно ясные

представления о характере тепло- и массообмена горячего штрия с окружающей средой (воздухом, строительными конструкциями). Для изучения явлений, происходящих а герметичном и негерметичном помещениях при пожаре : натрием, разработана одномерная математическая мо­тель. Она основывается на численном решении нестацио- яарвого уравнения переноса тепла . с учетом источников i стоков тепла. Для более точного представления характе­ра тепло- и массопереноса весь объем помещения по вы­соте разбивается на зоны. При решении задачи задаются условия сопряжения на границах зон.

i В случае герметичного помещения давление газа не превышает 0,18 МПа, средняя температура составляет 00 К, время выгорания кислорода до самотушения около :0 мин. Время до наступления самотушения в негерметич- дом помещении меньше, чем в герметичном. Это можно збъяснить тем, что часть воздуха выбрасывается через Деплотности при давлении в помещении. больше атмосфер­ного, а скорость выгорания натрия изменяется незначи­тельно. Анализ полученных данных показывает, что наи­более оптимальным режимом объемного тушения с исполь­зованием инертного газа является режим, при котором осуществляется вначале удаление газовой среды из поме-

Рис. 8.12. Изменение давления (а) и массовой доли кислорода (б) в по­мещении объемом 5x5x4 м³ различной степени герметичности при го­рении натрия:

/ — герметичный объем; 2 —утечка через неплотности 14 объема-ч~ ; 3 — утеч­ка при неплотности 1.4 о^бъема -ч^-1 и вентиляции 2.8 о^бьсма -ч^-* : 4 — утечка ^через испл^юсти 2.⁸ объема-ч^-1 и вентиляцию 5.6 объема-ч^-4 . Расход утечек определен при условном перепаде давления 50 мм вод. ст., расход вентиляции— 200 мм вод. ст.

 

щения до выравнивания давления в нем с атмосферным, а затем подача инертного газа (рис. 8.12).

Применение жидкого азота для тушения натрия неце­лесообразно, так как при этом происходит конденсация влаги и кислорода из воздуха, что в дальнейшем не только вызывает горение потушенного натрия, но и может при­вести к взрыву.

Наиболее распространенным является тушение натрия порошками. В разных странах используются, как правило, составы, отличающиеся лишь некоторыми компонентами и технологией их изготовления. .

До настоящего времени для тушения натрия использо­вались порошки ПС-1 (на основе обычной соды) и глино­зем. Эти составы не отличаются высокой огнетушащей спо­собностью и, кроме того, тонут в расплавленном натрии. Чем больше слой жидкого металла, тем выше расход по­рошка при тушении. При глубине слоя натрия 12 см рас­ход глинозема составляет 290 кг-м^-2, расход порошка ПС-1 250 кг-м-².

Несколько большей огнетушащей способностью (при толщине слоя натрия до 5 см расход до 50 кг-м^-2) обла-

. . . . \ »- • • *

1 .

дают порошки типов ПГС-М и ПХ. Их достоинством явля­ется универсальность -*-оня тушат не только натрий, но я другие металлы, а также ЛВЖ н ГЖ.

Для туфевия натрия разработаны специальные огвету- шашве порошки МГС и ПГПМ, обладающие большей огяетушащей способностью. Эти порошки пожаровзрывобе- зопясны, нетоксичны, не увлажняются при хранении, лег­ко высыпаются через узкие отверстия. Состав можно заря­жать в огнетушители. Шланги этих огнетушителей следует Снабжать насадками-успокоителями, через которые поро­шок высыпается на поверхность горящего натрия без пы ­ ления. Французской фирмой СЕ КА для тушения натрия эааработан порошок «Графекс», характеристика которого приведена ниже:

П а раметры и свойст в а «Графелса»

» Состав ♦                                             .  Графитосульфатный комплекс (8 %

> Внешней вид                                       Мелкие чешуйки (0,3—0,8 мм) .

, Цвет                                                            Серо-металлический, как графит

. Насыпной вес, кг/дм⁸ „ . 0,4—0,5 ' t Насыпной вес после расши- ; рения, кг/дд^........................... 0,01

Минимальная температура,

* арн которой начинается процесс

растя{рйик, °C . .                            .  180—250

Применяемое         количество,

Юг/м*                                                      3—4

Коррозия .«•»««,. Более года никаких признаков корро-

.                                                          . зии у меда, алюминия и железа

Токсичность                                      Не токсичный

• Меры предосторожности при

кракеиня .......... ..................................  Хранить на складе при температуре

" менее 150 °C

• ПркмячавЯе. «Графеме» существует также в форме таблеток (гравуд); i обоях случаях удельный вес составляет 1Л кг/дм*; таблетки рекомендуются

дл ярОфЯЛДОМХИ.

♦

»

« «Графекс» представляет собой производное из графита {графнтосульфапыЙ комплекс). При изготовлении этого продукта высококачественный графит обрабатывают сер- зой кислотой. При высокой температуре «Графекс» расши­ряется и образует на поверхности натрия невоспламеняю­щийся изолирующий слой. Благодаря этому натрий изоли­руется от воздуха в не может больше гореть.

«Графекс» существует в форме порошка (мелких чещу- zk) или в форме таблеток (гранул). Уже при температуре примерно 18 °C начинается процесс расширения. Такое расширение вызывается вследствие того, что примесные

Ж»

 

ионы между слоями гра­фита ведут к отделению определенных слоев.

Рисунок 8.13 отобра­жает увеличение объема «Графекса» в форме по­рошка и спрессованных гранул. После заверше­ния процесса расширения коэффициент увеличения объема может достичь 200. Скорость расширения зависит, в частности, ог температуры.

«Графекс» является до сих пор единственным в своем роде продуктом в качестве средства борьбы против пожаров, связанных с натрием. С минимальным количест­вом он очень быстро тушит подобные пожары.

Применение автоматических и дистанционных систем пожаротушения должно обеспечивать подачу огнетушащего состава в очаг горения в течение не менее 5 мин с интен­сивностью около 0,15 кг*м”²*с”’.

Для тушения больших количеств щелочных металлов следует применять огнетушащие порошки МГС, ПГПМ. Минимальный удельный расход порошка /МГС при туше­нии натрия с помощью совка 8 кг-м^-2, при тушении натрия с помощью огнетушителей 15 кг-м^-2, при тушении натрия с помощью стационарной ручной установки вместимостью 1 м³ удельный расход порошка равен 21 кг-м~². Норматив­ный удельный расход МГС при тушении натрия из огнету­шителя 15 кг-м^-2, при тушении натрия из стационарной . установки 35 кг-м^-2.

Минимальный расход порошка ПГПМ при тушении нат­рия с помощью совка 10 кг-м^-2, при тушении с помощью огнетушителя ОП-100-20 удельный расход порошка равен 24 кг-м~², при тушении с помощью стационарной установки ручного порошкового тушения вместимостью 1 м³ он равен 32 кг-м*².

Нормативный удельный расход порошка ПГПМ 35 кгХ Х-м^_2 при тушении натрия из модернизированного огнету­шителя ОП-ЮО и 50 кг-м^-2 при тушении натрия из уста­новки ручного порошкового тушения вместимостью 1 м\

Для тушения щелочных металлов следует применять

S

и* *

J4 также породиж ПГС-М (ТУ 16-11842-86) е минимальным

* 'удельным■ расходом натрия 25 кг-м-³ при толщине слоя l < металла ие более 2,6 см, так как порошок тонет в жидком J ] металле Небольшие очаги щелочных металлов (площадью

* j до 1 м³, слой 'ве более 5 см) засыпают глиноземом (ГОСТ л а 6912—74), исходя из расхода 60 кг-мт², при этом допус- J j кается использовать совки и лопаты.

Для дистанционной подачи огнетушащего вещества на площади более 18 м³ следует предусматривать установки ^.■порошкового тушения. Расчетное время тушения пожара

5 мин с интенсивностью подачи около 0,15 кг-сН-м^-’².

Установки дистанционного пожаротушении должны

* i иметь автоматический- пуск- Стационарные установки по­

рошкового тушения устанавливаются за пределами защи- iщаемого помещения.

< ; Для тушения электрических кабелей, облитых натрием, >« ков используются огиетушитель ОП-100.01 модеркизирован- ный вместимостью 10 л и стандартная установка емкостью

« я 45 м соответственно. Из огнетушителя ОП-100.01 можно потушить натриевый пожар на площади: порошком МГС до 4 м\ порошком ПГПМ до 2 м². На больших площадях

■ тушение может' быть осуществлено также из стационарной

: дистанционной установки.                      -

Кроме систем пожаротушения на вооружении пожарной охраны находятся автомобили порошкового тушения АП-3 . и АП-5, вмещающие соответственно 3 и 5 м' огнетушащего ; порошка. По рукавной линии длиной до 40 м огнетушащие

■ порошки могут подаваться иа очаг горения. Из лафетного • ствола они распыляются на расстояние 25—30 м с расхо- ^,ц дом до 30 кг-с-¹.

При изливах и горений натрия в технологических поме­' щеяиях элементы оборудования, трубопроводы, опоры, I строительные конструкции, электротехнические кабели, 'контрольно-измерительные приборы и средства автомати- ; зация подвергаются воздействию высокой температуры, хи­. мическому воздействию натрия и аэрозолей, воздействию ( продуктов взаимодействия - натрия с огнетушащими веще- i ствами.

Функции частичной защиты от горящего натрия выпол- ; няет тепловая изоляция и прочноплотный корпус основного г технологического оборудования и трубопроводов. Электро- с технический -кабель в технологических помещениях, каи

правило, применяется в огнестойком исполнении в метал­лической оплетке. Средства автоматизации также выполня­ются на основе огнестойких материалов. Однако воздейст­вие натриевых пожаров, особенно при факельном горении, не исключает возможности потери устойчивости и работо­способности отдельных конструкционных узлов и элемен­тов. В предвидении этого места предположительных пора­жений дополнительно защищены от контакта с горящим натрием отбойниками, выполняемыми из жаропрочных ста­лей. Для защиты применяются также различные огнестой­кие мастики, теплоизоляционные материалы, жаростойкие бетоны и т. д.

Одним из мероприятий профилактики и предупрежде­ния натриевых пожаров является постоянный контроль за поддержанием разрежения в технологических помещениях. Намечаемое разрежение для помещений первого контура 10 мм вод. ст., для второго контура 5 мм вод. ст. Герметич­ность помещений в натриевой технологии обеспечивается благодаря использованию гермоплотных клапанов приточ­ной и вытяжной вентиляции, стальной облицовки помеще­ний, специальных бетонов, герметичных проходок инженер­ных коммуникаций и уплотнению дверей.

Тушение горящего натрия под теплоизоляцией произ­водится путем вывода из работы дефектной системы (сни­жение давления и температуры теплоносителя), отсечения дефектного участка,, дренирования натрия из системы в сливные емкости.

Например, для первого контура БН-800 расчетное коли­чество вытекающего натрия составляет 15 м³.

В настоящее время расчетная площадь дефекта натрие­вого трубопровода определяется по формуле 5_деф = оГ)/4, где о — толщина стенки трубопровода; /) — его диаметр. Ранее предполагалось, что дефект равен размеру трубопро­вода вспомогательной системы, примыкающего к основно­му контуру, например D_y 40 для БОР-60, D_y 80 для БН-600.

Скоротечность протекания процесса горения натрия : и сопутствующих аварийных ситуаций требует срочного 2 введения в действие систем пожаротушения и технологиче­ских зашит. Требуемая быстрота воздействия и скоротеч- * ность процессов затрудняют использование оператора в множительном' осуществлении ручного управления комп­лексом систем активного тушения и технологической за­щиты.

Обслуживающий персонал установки должен проходить

обучение по специальной программе действия в различных аварийных ситуациях, вызванных натриевыми пожарами.

Программа обучения должна предусматривать обеспе­чение взаимодействия технологических эксплуатационных ^? систем, систем технологических защит, систем пожарной безопасности, систем, обеспечивающих пожарную безопас- •- ность установки. Оперативный персонал установки должен - проходить тренировки на специальном тренажере, позво­ляющем проигрывать процессы протекания натриевых по­жаров, с возможными отклонениями и сбоями в работе си­стем пожаротушения, систем безопасности, систем нормаль­ной эксплуатации станции, дежурного штата пожарной

охраны и обслуживающего персонала установки.

По сигналу автоматической системы управления пожар­" ной безопасности АУСБ (при возникновении пожара в по­мещениях второго контура) дается общий сигнал тревоги «Пожар во втором контуре». Одновременно подаются ко­мандные сигналы на отключение петли второго контура, включение дренажной натриевой системы для слива натрия из аварийного участка теплоотводящей петли. По сигналу тревоги через общую систему оповещения персонал уста­новки покидает технологические помещения второго конту­ра. В системе приточно-вытяжной вентиляции автоматиче­

ски отключается приточная система.

При возгораниях в помещениях первого контура по ка­налам оповещения подается общий сигнал тревоги «Пожар в первом контуре». Автоматически переключаются вентиля­ции помещений первого контура на работу в режиме по­жарной вентиляции. Подается управляющий сигнал на срабатывание ВАЗ и закрытие арматуры защиты реактора от снижения уровня натрия.

8.5. ЗАЩИТНАЯ ОДЕЖДА

Увеличение числа натриевых испытательных контуров, а также разработка программы применения реакторов на БН требуют повышения уровней безопасности персонала. Для надежной защиты необходимо иметь и стандартную рабочую одежду, и специальные аварийные костюмы. Ра­бочая одежда предназначена для постоянного ношения ра­ботниками на контурах, что гарантирует их защиту в слу­чае утечек натрия. Аварийные же костюмы, более тяжелые и громоздкие, предназначены для работы в аварийных ус­ловиях во время и после горения натрия в замкнутых объемах,

Рабочие костюмы. Обычная ткань мгновенно воспламе­няется при попадании на нее даже очень малых количеств натрия с температурой 150 °C, и горение быстро охватывает всю одежду. Это особенно характерно для стандартной одежды из хлопка. Испытания различных типов одежды позволили разработать и изготовить рабочий костюм «Этна» (ЕН А) Ю0 из ткани «Номекс» (Nomex).

Упомянутый защитный костюм включает нижнюю одежду, которая вся изготовлена из вязаной шерстяной тка­ни «Номекс», верхний костюм с отделяемым капюшоном, : изготовленный из серж-ткани «Номекс», шлем с лицевой сеткой, перчатки, резиновые сапоги.                                                                                    ,

Нижняя одежда обеспечивает нужную теплоизоляцию и представляет собой второй защитный барьер. Она вклю­чает носки, кальсоны и нижнюю рубашку с длинными ру­кавами. Верхние штаны изготовляются из цельного куска i серж-ткани «Номекс» и имеют впереди вертикальную за- ; стежку. Литой феноловый шлем с тканевой прокладкой включает фиксированный поликарбонатный лицевой экран. Перчатки изготовлены из ткани «Номекс» или «Суперви- кор» (Super-Vicor) с подкладкой из ткани «Номекс».

Резиновые сапоги имеют по пять выступов на подошвах для лучшего сцепления.

Описанный костюм предназначен для постоянного но­шения всем- персоналом на экспериментальных или рабо­чих натриевых контурах реакторов. Однако при использо­вании этой одежды необходимо иметь в виду ряд особен­ностей:

костюм полностью защищает работников от действия натрия в твердом состоянии;

он полностью защищает от действия жидкого натрия с температурой до 250 °C при условии отсутствия отдель­ных капелек жидкости; при попадании на костюм капелек i жидкого натрия его необходимо быстро скинуть, чтобы предупредить воспламенение капель, попавших в складки одежды;

костюм обеспечивает частичную защиту от жидкого нат­рия с температурой до 250°C при наличии распыленного натрия;

костюм не защищает от действия жидкого натрия с тем­пературой более 250 ^СС и независимо от того, присутствуют пли нет отдельные капли жидкости.

Эта одежда дает определенную гарантию защищенности от действия натрия и при авариях.

JJk ЛмарнАяме костюмы. В настоящее время для продолжи- ?2^: тельаой работы в условиях горения натрия в закрытых по J4 мещдннях, содержащих и не содержащих радиоактивные вещества, йспользуется защитный костюм, разработанный

?4 : в Комиссариата по атомной энергии Франции (СЕА). Этот ^костюм включает шлем со щитками, верхний костюм, са-

• ноги выше колена, автономный дыхательный аппарат, за-

Ив'щнщаемый верхним костюмом. -

ИЦ Ткани типа сэядвяч, используемые для одежды, имеют ⁴Могнеупорное^ стеклоупрочненное покрытие PUC, толстую угяерддводокнистую прокладку, изолирующий слой из ке- (рамических волокон, огнеупорную подкладку.

Sa Головной убор, надеваемый на целостный шлем, пол- е^ностью покрывает грудь работника. Выпуклый с широким ЯНпапем зрения смотровой экран сделан из многослойного «1<сгекла, покрытого золотом, и имеет такую форму, что поз- я «волнет просматривать пространство, начиняя от уровня яЦпола. Шлем • прикрепляется к костюму с помощью застежек «Велкроу» (Velcro).

Этот цельный костюм имеет впереди двойную ленточ- 4вую застежку «Велкроу» и отворот от середины к правому /плечу. Костюм полностью защищает дыхательный аппарат, /прикрепляемый на спине работника. Брючины плотно при- Сжимаются к сапогам с помощью ленты «Велкроу».

Г Трехпальцевые перчатки покрывают руки намного выше

доктей.               .                       .

Сапоги сделаны из резины, и подошвы имеют по пять ^выступов для предупреждения проскальзывания. а| Используемый дыхательный аппарат «Фензи» (Fenzy) (может быть двух типов: с емкостью на 1,6 ч и с охлажде- н|Иием, емкостью на. 3 ч. Аварийный костюм позволяет снаб- ь-юить работника портативным радиоприемником. Описанный зЖостюм является сравнительно тяжелым и предназначен у для использования тренированным персоналом, специально 'подготовленным для борьбы с огнем. Костюм не предна- 1значен для постоянного ношения работниками натриевых -.контуров в нормальных условиях.

Опасность действия высоких температур на работников р зоне, в которой происходило горение натрия, усугубляет­ся опасностью химического воздействия продуктов сгора- ^ия. В этих условиях для обеспечения полной безопасности условий труда работники должны поверх рабочего костюма [Одевать накидку «Супарвикор» (Super-Vteor) вместе с ды­хательным аппаратом.               •

$6-476

I

Используемый рабочий костюм обеспечивает хорошую защиту персонала, но не удовлетворяет полностью всем | имеющимся требованиям. В настоящее время проводится £ исследовательская работа с целью усовершенствовать этот | защитный костюм настолько, чтобы при наличии специаль- < ных устройств (например, при применении дыхательного аппарата) его можно было использовать в качестве костю- * ма для аварийных работ после тушения пожара.

8.6. ЛИКВИДАЦИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ НАТРИЕВЫХ ПОЖАРОВ                2

И УТИЛИЗАЦИЯ                                                         <

э

Методика ликвидации последствий зависит от того, ка- * кая система подавления горения натрия использовалась: » если без применения порошковых средств пожаротушения, * то удаление твердых остатков производится механическим . способом, затем нейтрализация остатков, воздушная сушка; j если с применением порошков, то перед этими операциями | производится удаление с поверхности натрия непровзаимо- '« действующего порошка вакуумным способом; если приме- ' нялись поддоны самотушения, то производится изъятие поддонов, в которые попал теплоноситель, из системы и от­правка их в специальном контейнере в бокс уничтожения; - если в поддоне до 10 кг натрия, то он уничтожается паром и водой, если более 10 кг — натрий выплавляется из под­дона, далее проводится отмывка и сушка поддона, после этого поддон устанавливается на место.

В случае вылива радиоактивного теплоносителя перед началом работ производится выдержка (10 сут) для рас­пада натрия-24. Дальнейшая работа производится под кон­тролем дозиметристов с применением мер биологической защиты.

Техника безопасности при тушении щелочных металлов. Для тушения щелочных металлов допускаются лица, имею- • щие навыки работы с ними, прошедшие тренировку ио ту­шению щелочных металлов, обладающие знаниями по ока­занию первой медицинской помощи пострадавшим при воз­действии щелочных металлов.                                                           . >

При тушении радиоактивных металлов должны соблю­даться требования безопасности при работе с радиоактив­ными веществами.

Каждый участок тушения пожара должен иметь средст- • ва индивидуальной защиты и контроля дозы ионизирующих излучений согласно действующим нормам.

I

Запрещается производить разведку или тушить горящий „ щелочной металл, а также участвовать в работах по лик- ¹ | видации последствий пожара без индивидуальных защит­ных средств: изолирующего противогаза, спецодежды, за­щищающей кожный покров от раздражающего и токсично­го воздействия брызг металла, и аэрозольных продуктов

‘ . горения и тушения.

После участия в тушении щелочных металлов одежда должна быть подвергнута обезвреживанию методом' стир­ки или обмыва водой. Тело следует обмыть теплой водой с мылом.

При попадании брызг металла на кожу следует снять металл тканью с вазелиновым маслом, а пораженное место • промыть водой и сделать примочку 5 %-ным раствором ли­

ч монной или уксусной кислоты. •

При попадании щелочного раствора в глаза необходимо промыть их струей воды в течение 10—30 мин, затем зака­пать 2 %-ный раствор новокаина или 5%-ный раствор цн- канна. Промывание повторять несколько раз в день.

Ликвидация последствий пожара щелочного металла заключается в удалении остатков металла и продуктов его тушения из помещения, безопасном их уничтожении изве­стными способами, обмывке стен, потолка и пола водой, нейтрализации воды перед сбором в канализацию.

Если натрий тушили порошками МГС, ПГПИ, раство­ры следует обезвредить от возможного присутствия циани­да натрия. Для обезвреживания растворов, образующихся при мокрой уборке стен, пола и потолка после пожара, и растворения остатков натрия готовят 10%-ную водную суспензию, состоящую из 2 частей железного купороса . • и 1 части гашеной извести, и смешивают ее с подлежащим обезвреживанию раствором в соотношении 1:1. После пе- уремешивания растворов в течение 0,5 ч дают им отстояться в течение 3—4 ч и после контроля на полноту обезврежива- ; ния сливают в канализацию. Полнота обезвреживания кон­тролируется по методу, основанному на реакции цианидов с хлоромин-Т и калориметрировании окрашенного продукта с пнридинбарбитуровым реактивом («Методические указа­ния по определению вредных веществ в воздухе». Мин­

здрав СССР. М.: 1984 г.).

После работы следует обработать руки 2 %-ным раство­ром перекиси водорода.

ГЛАВА 9

ЭКОНОМИКА ПРОТИВОПОЖАРНОЙ ЗАЩИТЫ АЭС

9.1. ВИДЫ ЗАТРАТ НА ПРОТИВОПОЖАРНУЮ ЗАЩИТУ

Для защиты от пожаров АЭС выделяются значитель­ные средства, которые направляются главным образом на выполнение инженерно-технических мероприятий, связан­ных с обеспечением пожарной безопасности зданий и про­изводственных процессов, а также на содержание и осна­щение пожарной охраны.

Инженерно-технические мероприятия включают в себя работы по обеспечению огнестойкости зданий и сооруже­ний, создание безопасных путей эвакуации, установку ав­томатических систем пожаротушения и сигнализации, уст­ройство противопожарного водопровода, приобретение пер­вичных средств пожаротушения и т. д.

Затраты на пожарную охрану складываются из расхо­дов на подготовку и содержание личного состава, оснаще­ние подразделений пожарной техникой и средствами пожа­ротушения, строительство пожарных депо, учебных и испы­тательных полигонов, а также на научно-исследовательские работы в области противопожарной защиты.

При определении затрат па противопожарные мероприя­тия возникает достаточно много конфликтов между заказ­чиками, проектировщиками, строителями, эксплуатацион­никами и специалистами пожарной охраны на разных ста­диях и различных уровнях. Причинами этих конфликтов являются, с одной стороны, разные подходы к оценке тех или иных мероприятий, а с другой — непредсказуемость возникновения пожара. Возможность возникновения пожа­ра определяется вероятностным методом, который сильно зависит от числа вводимых параметров, и его результаты всегда могут быть поставлены иод сомнение.

Как ни странно, ио экономическим последствиям пожа­ров на АЭС часто не придают значения. Это вытекает из такого распространенного мнения, что если станция соот­ветствуем? требованиям норм, то она полностью защищена от потерь, вызываемых пожарами.

Национальные ведомства, ведающие ядерной энергети­кой, имеют ограниченную сферу деятельности и ограничен­ную власть. Они могут лишь регламентировать определен­ные требования к пожарной безопасности АЭС. Так, в од-

| вом в> документов . Национального ядерного совета США говорятся; «Цель Программы противопожарной защиты — обеспечить - возможность останова реактора и поддержания его в -безовасяом состоянии во время Останова и свести к минимуму выход радиоактивности н окружающую среду в случае пожарах

г Существует возможность того, что пожар, который за- I тро^л оборудование станции, не связанное напрямую с ее . безопасностью может в конечном счете создать угрозу без­., опгкности ^аэС. ^А^ария на ^АЭС Three Mile Island (^ЙША)

• является примером последовательности событий, при кото­рых поломка системы, не связанной с безопасностью, при­вела к повреждению системы, связанной с безопасностью. Не менее важно а то, что в общую маесу последствий вой­дет отрицательная реакция населения на сообщения о том,

1что пожар потенциально содержал ядерную -опасность (ес­ли даже пожар был достаточно быстро ликвидирован). По­следний фактор обусловлен тем, что в последние годы до- i статочно иного говорится об АЭС, широко обсуждаются

; вопросы о возможных опасностях для окружающей среды. [ Поэтому представляется вполне целесообразным попытатъ- »ся хотя бы в общих чертах обрисовать техническую сторону ; этого вопроса так, как она ставится перед теми, для кого ' надежность АЭС является ежедневным занятием. При этом

• стоят еще раз напомнить, что как юридически, так и прак- ; тически (в противоположность тому, что говорят или иног- [да пишут) именно эксплуатационники реакторной установ- ¹ ки несут полную ответственность за обеспечение безопас­ности ее работы.

♦А экономически! последствия от пожаров

Прн определении размеров возможных затрат на проти­вопожарную защиту АЭС важно рассмотреть, как велики могут быть экономические последствия пожара. Например, при пожаре на АЭС оцененные прямые потери (стоимость собственности, поврежденной огнем) составили около 10 млн. дол, Однако станция, которая на момент пожара имела в работе два энергоблока по 1100 МВт каждый, не работала после пожара около 18 мес. Это потребовало компенсирующей выработки энергии с использованием ис­копаемого топлива, что привело к косвенным потерям, оце­ненным в 2000 млн. дол., только за счет более высокой стои­мости топлива. Кроме того, невозможность в течение 18 мес

получать от этой станции прибыли от первоначально вло женного капитала в 1 млрд. дол. была оценена как допол­нительные косвенные потери, равные 170 млн. дол. По другим источникам косвенный ущерб составил 240тыс. дол. в день.

Комиссия по атомной энергии США привела в своем отчете сведения, что за период 1947—1968 гг. ущерб от по­жаров на объектах ядерной энергетики составлял 0,65 цен­та на каждые 100 дол. капиталовложений и в целом за этот период превысил 40 млн. дол. В период 1970—1975 гг. ущерб был снижен до 0,06 цента на каждые 100 дол. напнтало- вложений, однако абсолютная цифра потерь за это время возросла, так как капиталовложения в ядерную энергетику росли очень быстрыми темпами. Характерно при этом, что расходы на содержание пожарной охраны на АЭС возросли с 7,5 в 1965 г. до 15 млн. дол. в 1975 г. и продолжали расти. Примерно так же, если не быстрее, увеличивались и затра­ты на противопожарную автоматику.

Авария, происшедшая в 1979 г. на втором блоке АЭС Three Mile Island (США) энергетической компании Metro­politan Edisson, долгое время считалась одной из серьез­нейших в истории ядерной энергетики. Авария вызвала ча­стичное разрушение активной зоны реактора, что привело к выходу радиоактивных продуктов распада из-под защит­ной оболочки и утечки их в атмосферу. В результате ава­рии второй блок АЭС, стоимость простоя которого оцени­вается в 600 тыс. дол. в сутки, на длительный период был выведен из строя.

Экономические аспекты аварии на АЭС Three Mile Island привлекли большой интерес специалистов, так как во вре­мя аварии в реакторное и вспомогательные здания попало более 2 тыс. т воды, содержащей радиоактивные продукты деления, что потребовало больших затрат на проведение работ по дезактивации блока и извлечению твэлов и внут­рикорпусных устройств. Стоимость выполнения основных работ по ликвидации этой аварии приведена в табл. 9.1.

Дополнительно до конца 1981 г. на исследовательские и проектные работы было израсходовано 274 мли. дол., а, кроме того, часть средств была затрачена на поддержа­ние активной зоны в работоспособном состоянии. Указанные в табл. 9.1 затраты на проведение отдельных работ изме­няются в процессе их выполнения по мере уточнения состоя­ния отдельных узлов энергоблока. Задержка в реализации планов работ .может существенно увеличить расходы.

J ■Л i *4* 4l!

* „ Ша Ч* *Rt| !Г* * IX V|

* $ ы <ДО «р

i I.

Т»б««ва 9.1. Стоимость ааыояжси» осяовэмх рлбст . ,•              so ляимздю авария м АЭС                       .

Эли работы

Затраты, млн. дол.

♦ Деваяпгтдижя вспомогательных здаавй Лао »' Деамспввапвя а удаление воды, sa- гряадщягой вродуктдмк распаде ’ Додха-пияля оборудомяия в поме*' адеиой реахторого аданяя f Смятие крышки реактора и удалежие •нутртпкрпусвых устройств j Охране блока а поддержание его уст* ройств в работоспособном состоивая

Декабрь   1<98—- март 1984 Август 1961                    — июль 1982 Июль 1982 — ав­густ 1986 Декабрь 1982   — февраль 1985 Январь 1982 — декабрь 1987

26 44 462 118 119

Итого

760

1 ' I                     '                                          .       • • . Стоимость потерн энергоблока определяется затратами яа его сооружение н частью амортизационных отчислений. Для энергоблока капитальные вложения при его строи­тельстве составили 637 млн. дол. В стоимость потерь блока не включены потери компа- иии-владельца из-за прекращения отпуска электроэнергия потребят'елям. В первое время • после аварии они достигли •600 тыс. дол. в день. В первые несколько лет потери из-за лрсекращенкя поставок электроэнергии возрастают по сте­ленному закону. Затем темп их роста замедляется, достигая (постепенно максимума 2,4 млрд. дол. Для энергоблока АЭС (Three Mile Island в предположении, что работы по восста- .дкжлеажю включая дезактивацию и удаление топлива. по­требуют 10 лет, • ущерб от аварии распределяется следую- •щим образом (в млн. дол.): I                     • I 1 Расходы яа ликвидацию последствий авааии..................................... 1030 Потера от замещения мощности блоха: с вспользомГйием части сооружений и оборудования .                                                         1000 } при полном демонтаже блока и строительстве нового 3000 Ущерб от прекращения отпуска электроэнергии: за Ю лег............................... ................................................ ..... 1710 при спвсаявя блока                                                                          2г00) О'бщий ущерб: аажяжй предел                                                                              . 4440

верхний Пред...................................... . 7030

 

 

Следует также учитывать, что средне- и крупномасштаб­ная аварии на АЭС приводят к снижению выработки элект­роэнергии на других АЭС — в первую очередь АЭС, ана­логичных аварийно. Так, в первый год после аварии на Three Able Island выработка электроэнергии на других АЭС с корпусными реакторами с водой под давлением упала в США на 16,6%, во второй год — на 9,5 % по сравнению с годом, предшествовавшим аварии. Вызвано это, в первую очередь, необходимостью модернизации систем безопасно­сти энергоблоков в связи с ужесточением требований конт­ролирующих органов. Эти требования привели к работе АЭС на пониженной мощности, а также к незапланирован­ным остановам для монтажа дополнительного оборудова­ния. Полные потери выработки электроэнергии оценива­ются в 100 ГВт-ч. Если предположить, что эти потери ком­пенсировались работой угольных теплоэлектростанции, то общий ущерб от потери выработки электроэнергии соста­вил более ?0о млн. дол.

Таким образом, можно констатировать, что стоимость ликвидации среднемасштабной аварии на АЭС большой мощности чрезвычайно велика: только поддающиеся оценке потери компании-владельца аварийного блока мощностью 1 ГВт составляют 3,7—6,3 млрд, дол., что в 6—10 раз пре­вышает капитальные затраты на его строительство.

Одним из факторов, воздействующих на экономические аспекты АЭС, является надежная работа парогенераторов. Убытки, связанные с перерывом в производстве электро­энергии из-за повреждения парогенераторов, не считая сто­имости самих ремонтных работ, очень высоки. Средняя стоимость парогенератора по некоторым данным составля­ет примерно 10дол. кВт. Обеспечение безопасности требу­ет немалых затрат, и в их числе серьезное место занимает противопожарная защита. Так, например, только затраты на системы пожарной безопасности при сооружении АЭС Сайзуэлл-Б по требованию Инспекции ядерных установок {Великобритания) привели к возрастанию стоимости этой АЭС на 15 мл и. ф. ст.

Ущерб от пожаров на АЭС можно охарактеризовать многими событиями, сходными с приведенными выше. По­жар на АЭС в Гетеборге (Швеция), вызванный возгорани­ем кабелей, привел к тому, что станция после этого была остановлена более чем на год и убытки составили около 5 млн. шв. крон. Возгорание кабелей на АЭС мощностью

4G8

^е • Оценке потерь, проведенная методом аналогичным исполь- г зова иному для случая пожара яа АЭС Browns Ferry, мо­” i жет быть охарактеризована суммой примерно в 20 млн. дол.

На финской АЭС Loviisa пожаром был выведен из строя ' > контрольный вал, После чего пожар распространился че- , » рез кабельные каналы на другие помещения, что привело ' * к серьезной задержке ввода АЭС в эксплуатацию.

{ В июле 1966 г. в результате пожара, возникшего в ка­бельной галерее, английская АЭС в Бетерси потерпела • ; ущерб иа сумму 11,25/ млн. песет (примерно 1 млн. ф. ст.), при этом подача -электроэнергии в Лондон сократилась в течение 6 ч на 15 %, Причиной пожара послужило возго­рание масла* которое распространилось до кабельных муфт.

На АЭС в США число пожаров из года .в год возраста­ло, хотя многие из них и не причиняли серьезного ущерба,

. однако угроза ядерной опасности была при каждом пожаре. ; На Pitch Bottom (энергоблок I) произошло возгорание “ кабелей в процессе строительства станции, что увеличило

• сроки ее возведения и повысило размеры капитальных за-

• трат.                                                .

На АЭС San Onofre (блок I) в 1968 г. зарегистрировано

• два случая возгорания кабелей, на АЭС Nine Mile Poini : (блок I) пожар начался в процессе пусковых испытаний, на , АЭС -'Indian Point (блок II) произошло возгорание деревян-

• ных настилов, достигшее кабельных муфт. Пожары случа­лись также на АЭС Quad Slties (блок II) — пожар в элект­рических муфтах, Biver Raly (блок I) — возгорание

•' в центре по контролю за двигателями, Okoni: блок I — за­; регистрировано два пожара, блок II — возгорание масла ' распространилось на некоторые кабели, Salem: блок I — во время сварочных работ произошло возгорание в кабельной муфте, блок И — некоторые производственные операции во время строительства станции послужили причиной возгора-

пня отдельных деревянных элементов установки, что при­вело, в свою очередь, к перегоранию некоторых кабелей.

Последовавшие аварии на АЭС в Хамме (ФРГ), пожа­ры на АЭС в Великобритании и США только подтвердили, что любой пожар на АЭС причиняет крупный ущерб и несет с собой опасность радиоактивного заражения окружающей среды. Поэтому меры ио предотвращению угрозы пожара должны рассматриваться еще на стадии эскизного проекта и компоновки АЭС, чтобы удовлетворить двойному крите­рию — обеспечить ядерную безопасность и защиту от эко­номических потерь. Для достижения такого результата тре­буется, прежде всего, не ограничивать без серьезных осно­ваний затраты на программу противопожарной защиты.

Например, в США Национальный ядерный совет требу­ет от электроэнергетических компаний, которые эксплуати­руют АЭС или обращаются за разрешением на сооружение или эксплуатацию АЭС, выполнения полного анализа пожа­роопасности, чтобы продемонстрировать, что станции удо­влетворяют требованиям к противопожарной защите. Од­нако следует помнить, что эти требования имеют дело, глав­ным образом, с ядерной безопасностью, а не с защитой от экономических потерь. Некоторые другие коды и стандарты (включая «Международные рекомендации по противопо­жарной защите АЭС»,выпущенный Национальным общест­вом по страхованию от ядерного риска стандарт «Противо­пожарная защита для АЭС», изданный Национальной ас­социацией противопожарной защиты США) частично направлены на создание условий, предотвращающих и крупные экономические потери от пожаров.

Надежность АЭС имеет большее значение, чем класси­ческих ТЭС, главным образом по двум причинам. Во-пер­вых, простои атомной электростанции влекут за собой зна­чительно большие потери, что такой же продолжительности простои обычной электростанции. Во-вторых, в случае ава­рии ядерной части срок ремонта преимущественно бывает длительным, а сам ремонт ввиду необходимости использо­вания специальных устройств или труда многих людей очень дорогостоящим. Выше5^/казанные потери на единицу времени простоя вытекают из того, что эти затраты возникают не­зависимо от того, работает электростанция или находится на ремонте; решающим являются капитальные вложения и затраты на ввод в эксплуатацию, которые составляют для АЭС 70—80 % общих затрат сооружений, а в классической электростанции—лишь 35—50 %. Поэтому и потери за

время простоя АЭС приблизительно в 2 раза выше. Если же принять во внимание, что ядерная энергия дешевле энер­гии, получаемой из традиционных видов топлива, и что в случае простоя ядерного блока требуется сжигание клас­сического топлива, которое в несколько раз дороже (считая по стоимости получаемого тепла) ядерного, то убытки, по­несенные электроэнергетической системой, еще выше.

9.3. НОМЕНКЛАТУРА И РАЗМЕРЫ ЗАТРАТ НА ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПОЖАРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

При разработке программы эффективной противопо­жарной защиты необходимо рассмотреть большое число вопросов, в том числе:

1) каковы максимальные общие последствия, связан­ные с безопасностью (ядерной и неядерной) пожара на данной станции;

2) каковы максимальные возможные экономические по­тери (прямые и косвенные) в результате пожара на дан­ной станции;

3) можно ли допустить такие последствия в случае по­жара;

4) как можно эффективно предотвратить серьезные по­следствия пожара на АЭС;

5) какой наиболее эффективный с точки зрения затрат способ предотвращения этих последствий.

Для получения эффективной программы противопожар­ной защиты в ней должны быть ответы на все эти вопросы. При этом вопрос разумно ли ожидать, что пожар произой­дет на данной станции, не ставится, поскольку накопленная статистика показывает, что на работающих станциях может происходить один пожар примерно на каждые 10 реакторо­лет.

Наиболее экономически эффективной программой мер по противопожарной защите является такая программа, ко­торая концентрирует имеющиеся ресурсы на мероприятиях, оказывающих наиболее существенное влияние на вероят­ность вызванной пожаром последовательности событий и на последствия этих событий. Анализ пожарной ситуации для ряда АЭС показывает, что существующие инструкции не дают оснований быть уверенным в проявлении достаточно­го внимания к этим критическим аспектам. Результатом является либо недостаточная безопасность станций, обу­словленная пренебрежением некоторыми важными аварий-

нымн ситуациями, либо излишне дорогостоящая програм­ма противопожарной защиты.

В связи с этим необходимы разработка и совершено i no- вание методик анализа пожарной безопасности и их при­менения как при проектировании, так и при эксплуатации станций.

Пока специалисты не могут с достаточной степенью точ­ности определить все составляющие суммарных затрат на инженерно-технические мероприятия по противопожарной защите, возникающие в процессе проектирования, строи­тельства, монтажа и эксплуатации зданий, сооружений, ус­тановок и др. В разных странах они определяются по сво­им методикам и дают весьма приблизительные данные, что затрудняет проведение сравнительного анализа.

Фирмой Come-ron Fire sisiems, например, разработано руководство по определению стоимости защиты вычисли­тельного центра системой газового пожаротушения (рис. 9.1). Кривая Л показывает стоимость зашиты квадратного фута (0,093 м²) площади одного участка помещения в за­висимости от его размера и с учетом заполнения его хладо­ном 5%-ной концентрации, а*кривая В — для двух участ­ков одинакового размера. Компания отмечает, что эти затраты могут измениться на 30 % в зависимости от геогра­фического положения электростанции.

Положение осложняется тем, что как в отечественной, так и s зарубежной практике еще не проводились комплекс­ные исследования номенклатуры и размеров затрат на обе­спечение противопожарной зашиты, отсутствуют надежные методы определения их экономической эффективности.

В связи с тем что стоимость противопожарных меро­приятий с каждым годом возрастает, для их экономическо­го обоснования необходима тщательная разработка оце­ночных факторов не только прямого, но и косвенного ущер­ба от пожаров!, что характерно для объектов энергетики.

Подсчитано, что каждый день простоя вышедших из строя двух реакторов на АЭС Browns Ferry (США) нано­сил ущерб в 240 тыс. дол.

Больше всех потерь из-за пожара несут страховые ком­пании. Действительно, некоторые страховые компании пре­кратили свое существование в связи с громадными плате­жами держателям страховых полисов после пожара. Самой крупной компанией по страхованию в ядерной энергетике США является компания AM из штата Коннектикут (Ame­rican Nuclear Insurers in Farmington). Компания страхует

I 90 % АЭС » США,

¹ а остальные 10 % стра-

¹ хуютея у другой груа-

' пы страховых компа* j ний, общая • база

• которых — зона Кариб­

; ского бассейна. Компа­ния ANI очень избира­тельно подходят к страхованию АЭС и тщательно рассматри­вает размеры страхово­го взноса. Как а любая страховая компания,

ANI стремится снизить •

' долю своей ответствен­- ности. Размеры потерь * . во время пожара на '• i Browns Ferry не вызы- “ • вают энтузиазма у ‘ ANI, и компания полна ■ решимости сделать все, чтобы подобное не повторилось на других застрахованных АЭС.

Система надбавок и скидок со страховых тарифов в зависимости от использования различных меро­

. прияти ft противопожарной защиты имеет наибольшее стиму- <. лирующее воздействие на внедрение противопожарных ме­роприятий. Основная трудность заключается в определении размера этих скидок и надбавок, которые должны находить-

• ся в прямой зависимости от противопожарной защиты стан­; ции. Известно, например, что тушение пожаров с помощью

пожарной робототехники производится значительно быстрее,

; чем при использовании традиционных средств пожароту- , шения!. Экономическая эффективность внедрения пожарных . роботов может быть определена путем сравнения их с тра-

• диционйымн установками пожаротушения по стоимости

• разработки, проектирования, монтажа и эксплуатации, а также стоимости пожарных роботов с возможным* ущер-

» бом от пожара на АЭС при их отсутствии. Известно, что : при сокращении времени свободного развития пожара на I 5—10 мин материальный ущерб снижается на 10—

4 13

15 тыс. руб. Поэтому использование пожарных роботов эко­номически эффективно, и их внедрение в противопожарную защиту АЭС должно активно стимулироваться страховыми организациями.

Важным направлением снижения затрат на противопо­жарную защиту является разработка и внедрение пожаро­безопасного оборудования и материалов. Внедрение, на­пример, на объектах ядерной энергетики электрических кабелей, не распространяющих горение, позволило значи­тельно повысить пожарную безопасность кабельных ком­муникаций, отказаться во многих случаях от применения дополнителных средств огнезащиты, что обеспечило значи­тельный экономический эффект . Для силовых кабелей он составил 878 руб/км, для контрольных терморадиациоино- стойких — 4283 руб/км. Аналогичное положение и с внед­рением пластикатов пониженной горючести, экономический эффект от внедрения которых составил 3083 руб/т. В целом же в 1988 г. фактический экономический эффект от исполь­зования только двух указанных изделий составил около 10 млн. руб.

После крупных аварий на АЭС появилось значительное число сложных активных и пассивных систем безопасности АЭС, которые начали разрабатываться, строиться и испы­тываться по жестким стандартам, что, естественно, зна­чительно увеличивает их стоимость.

Детальный анализ затрат на пожарную безопасность, а также тенденций ее совершенствования позволяет сде­лать вывод, что общие расходы на инженерно-технические мероприятия по противопожарной защите будут возрастать,. Это обусловлено растущими требованиями к повышению уровня пожарной безопасности к АЭС, увеличением стои­мости современных средств автоматики и пожарной тех­ники.

По результатам расчетно-аналитической оценки риска крупной аварии на АЭС, связанной с повреждением актив­ной зоны реактора, по существующим в США методикам установлено, что затраты на повышение безопасности АЭС, в том числе пожарной безопасности, более экономически оправданы, чем затраты на меры по снижению последст­вии от крупных аварий АЭС.

Выделение значительных затрат на обеспечение пожар­ной безопасности, с одной стороны, и необходимость эко­номической оценки выделяемых ресурсов, с другой, пред­определяет необходимость разработки методов экономиче-

ской оценки затрат на обеспечение пожарной безопасности. При этом следует также учитывать, что АЭС дают наибо­лее дешевую и экологически чистую электроэнергию по сравнению со всеми другими видами. Поэтому задача со­стоит в том, чтобы продемонстрировать не только физиче­ские и технологические, но и материальные возможности безопасной эксплуатации АЭС.

В этом отношении большую роль играет оптимизация противопожарной защиты. Оптимизация мероприятий по противопожарной защите и контроль качества на АЭС мо­гут осуществляться различными путями, например с по­мощью:

сведения к минимуму общих расходов, складывающих­ся из расходов на сооружение и контроль, а также расхо­дов, связанных с ущербом при заранее предусмотренной допустимой частоте повторения определенных последст­вий;

сведения к минимуму последствий, обусловленных по­жарами, при заданных постоянных общих расходах путем дополнения или замены мероприятий по пожарной безопас­ности;

определения преобладающих путей отказа схем разви­тия событий при пожаре и наиболее существенных пара­метров влияния, а также уменьшения частоты последствий путем¹ направленной модификации основных мероприятий по пожарной безопасности.

Для осуществления двух первых путей необходимо знать функциональную зависимость между надежностью и расходами на каждое активное и пассивное мероприя­тие по пожарной безопасности. Также должны быть опре­делены возможные издержки, связанные с ущербом в за­висимости от характера пожара и имеющегося обо­рудования для определенного помещения. С помощью имеющегося информационного материал эти функции пока не нашли числового выражения.

Следующей предпосылкой является математическое ре­шение. В данном случае следует параллельно рассматри­вать различные задачи оптимизации, а именно сведение к минимуму частоты последствий или общих затрат, мак­симальная защита персонала и имущества. При этом сле­дует учитывать целый ряд ограничений, которые включают область событий, имеющих физический смысл. В этих ус­ловиях математическое решение проблемы оптимизации крайне затруднительно и даже при наличии необходимой

информации обходится очень дорого только из-за расходов на вычислительные операции.

Таким образом, остается прагматический третий путь, который кажется вполне приемлемым, так как дополни­тельные расходы на эффективные мероприятия по пожар­ной безопасности по сравнению с предполагаемыми рас­ходами, связанными с ущербом, совсем незначительны. Если рассматривать расходы, связанные с ущербом для определенного помещения, как постоянную величину (в настоящее время еще неизвестную), тс на общие расхо­ды может повлиять только сокращение частоты нежела­тельных последствии. Таким образом, рациональной целью оптимизации остается оптимальное согласование уровня пожарной безопасности для данного помещения (т. е. час­тоты нежелательных последствий) со значением этих по­следствий для ядерной безопасности, зашиты людей и иму­щества (г.е. с расходами, связанными с ущербом) путем более эффективного проведения мероприятии по пожарной безопасности.

В общем следует стремиться к сведению к минимуму частоты возникновения пожаров. В соответствии с плана­ми пожарной безопасности это уже осуществляется путем постоянного уменьшения пожарной нагрузки и исключения источников воспламенения. Поэтому необходимо путем ре­гулярного контроля предотвращать возникновение неза­планированной пожароопасности и источников воспламе­нения, а в том случае, если иногда этого нельзя избежать, вести постоянное наблюдение за этими явлениями.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Серьезные опасности, привнесенные в жизпь научно­техническим прогрессом, не должны приводить к потере уверенности в полезности происходящего развития. Важно только х.орошо знать природу возникающих проблем и най­ти средства их решения. Созданная и развиваемая ядерная энергетика накопила в себе большие потенциальные опас­ности В ее развитии немало трудностей. И тем ответст­веннее и весомее должны быть усилия, направленные на обеспечение максимума безопасности.

Определяющим в обеспечении пожарной безопасности

АЗС являются меры, вытекающие из приведенных ниже освощшх выводов авалям противопожарной защиты АЭС, которые- сводятся к следующему.

Авария а пожары, происшедшие на АЭС во многих странах мара, свидетельствуют, что объектами пожаров чаще всего становятся генераторы, кабельные каналы, электрооборудование, насосные установки. Поэтому ос­новные усилия с учетом проведения общих мер по обеспе­чению безопасности реакторных отделений должны на­правляться на противопожарную защиту наиболее пожа­роопасных участков и оборудования АЭС. К наиболее опасным участкам на станциях относятся кабельные поме­щения и машинные валы, а иа АЭС на БН — реакторные отделения. Основным горючим материалом в первом слу­чае является изоляция кабелей, во втором — турбинное масло, в третьем — натрий, причем во всех случаях коли­чество находящегося в одном помещении горючего мате­риала измеряется тоннами, а возможная площадь горе­ния — десятками и даже сотнями квадратных метров. Об­щей особенностью развития пожара в рассматриваемых помещениях является выделение большого количества ды­ма, содержащего токсичные продукты, а при горении нат­рия — биологически опасных аэрозолей.

Чаще всего пожары происходят от веисправностн и на­рушения правил эксплуатации электроустановок (26,1%), при производстве огневых работ (21,4%), из-за неосто­рожного обращения с огнем (17,8%), от технологического оборудования (13,8 %), бытовых электроприборов (13,2 %), т. е. в большинстве случаев от причин, которые можно про­филя втиирвать. •            .

Опыт изучения аварий и пожаров на АЭС, связанных с образованием и утечкой водорода и воздушно-водород­ных смесей, имеющих повышенную пожаро- и взрывоопас­ность, показал необходимость создания и установки спе­циальных устройств,- задачей которых является предотвра­щение образования и ограничение возможности скопления водорода в больших объемах,

В целях устранения иди ограничения возможности об­разования водорода в результате радиолиза охлаждающей воды принимаются специальные меры по снижению уров­ня . радиации, воздействующей на системы охлаждения, а также используются добавки в реактор гелиевт-втдтртд- ной смеси для подавления радиолиза, применяются инерт­ные газообразные флегматизаторы и т. п.;

87—476                                                            '          417

Для предотвращения самовоспламенения водорода и об­разования взрывоопасных воздушно-водородных и паро­водородных смесей применяются специальные дожигатели водорода внутри защитной оболочки реактора, а также устройства сдувки парогазовой смеси из свободного про­странства реактора с последующим дожиганием.

В целях снижения тяжести возможных последствии при пароводородиых взрывах предлагается усиливать защит­ную оболочку над реактором с таким расчетом, чтобы она могла предотвратить выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду.

В связи с применением на АЭС с реакторами на БН большого количества натрия, имеющего высокую пожар­ную опасность, во многих зарубежных странах проводит­ся большой объем научных исследований, направленных на предупреждение и тушение пожаров от натрия. Основ­ным путем предупреждения натриевых пожаров на АЭС в зарубежных странах является решение проблемы недо­пущения утечки натрия, а также применения специаль­ных конструктивных мер для сбора пролитого натрия пу­тем создания сборников-ловушек, дренажных резервуаров различных видов и типов, вспучивающихся веществ, кото­рые, увеличиваясь в объеме, препятствуют контакту нат­рия с кислородом воздуха, использования инертного газа, препятствующего вступлению натрия в химические ре­акции, и т. д. Результааты проведенных за рубежом экспе­риментов тушения пожаров натрия свидетельствуют о том, что наиболее эффективными огнетушащими средствами являются порошки различного химического состава.

Одной из острых и актуальных проблем повышений по­жарной безопасности АЭС является снижение пожарной опасности кабельных коммуникаций и электрооборудова­ния. Это объясняется тем, что кабельные системы создают высокий уровень пожарной нагрузки и повышают вероят­ность возникновения пожаров на АЭС. Пожары, возника­ющие в результате загорания кабелей, причиняют, как пра­вило, огромные убытки и выводят АЭС из строя на дли­тельный период. Вместе с тем электрическая изоляция кабелей, применяемых в настоящее время на АЭС, изго­тавливается в основном из горючих или трудногорючих материалов, которые не отвечают требованиям безопасно­сти. Лишь незначительная часть кабелей, применяемых в особо ответственных и пожароопасных местах АЭС, име­ет негорючую электроизоляцию. Проблема снижения по-

жарной опасности кабельного хозяйства на АЭС решается в направлении разработки трудногорючей и негорючей изоляции кабелей и создания специальных огнезащитных покрытий, наносимых на поверхность кабелей в целях уве­личения огнестойкости и снижения их пожарной опасно­сти.

Разработка надежных герметичных кабельных вводов остается важной и актуальной задачей, от решения кото­рой в значительной степени зависит пожарная и радиаци­онная безопасность АЭС.

Основным требованием обеспечения пожарной безопас­ности АЭС является установка на них автоматических средств обнаружения и тушения пожаров, при этом пере- | чень помещений АЭС, подлежащих обязательному осна­щению автоматическими средствами обнаружения и туше­ния пожара, целесообразно расширить. Основной причиной низкой эффективности применяемых в настоящее время на АЭС автоматических систем обнаружения и тушения по­жаров является отсутствие надежных пожарных извеща­телей. Из всех применяемых на АЭС пожарных извещате­лей предпочтение отдается дымовым пожарным извещате­лям ионизационного и фотоэлектрического типов, а также

линейным пожарным извещателям.

Важным направлением на пути к подготовке новой ме­тодологии является необходимость обновления методоло­гического арсенала пожарной безопасности АЭС. Это вы­звано тем, что методология выработки обоснованных, ра­циональных решений с учетом риска еще не стала основой для определения путей научно-технического прогресса, т. е. она пока не дает ответа на очень важный вопрос: какой риск приемлем и какую степень безопасности можно счи­тать достаточной? Кроме того, такая методология должна предусматривать первоочередность тех или иных средств предотвращения пожаров и мер ликвидации их последст­вий. При этом следует иметь в виду, что во многих случаях обеспечить безопасность традиционными способами—уве­личением систем контроля или дублированием защитных устройств — сложно из-за возможных технических сбоев или ошибок эксплуатационного персонала. Поэтому чрез­вычайно актуальной представляется задача детальной раз­работки концепции пожарной безопасности АЭС и на ее основе подготовка научно обоснованных требований на ка­чественно новых принципах, что должно обеспечить появ­ление аппаратов с внутренне присущей им безопасностью,

способных существенно уменьшить последствия неправиль­ных действий и исключить из причин, приводящих к по­жарам, человеческий фактор. Это новое качество должно быть обеспечено прежде всего поиском оптимальных реше­нии в области человеко-машинных взаимодействий и их оперативной реализацией.

Ключевым направлением является определение понятия безопасность. Этот термин формулируется так: «Безопас­ность— защита человека и окружающей его среды от чрез­мерной опасности». Так трактуется данный термин и в ме­тодологии, которой придерживается МАГАТЭ: «Безопас­ность— защита всех лиц от чрезмерной радиационной опас­ности». С учетом предлагаемой формулировки термина «безопасность» должна быть определена и программа ис­следований в этой области. Во-первых, требуется иденти­фицировать и количественно определить потенциальные опасности (оценить вероятность той или иной аварии и масштабы возможного в таком случае ущерба). Во-вторых, разработать методологию сравнения различных видов опасности и обозначить приемлемый уровень риска, выше которого опасность является уже чрезмерной. Наконец, с помощью инженерных и организационных мер построить систему защиты от чрезмерной опасности.

Вызывается необходимость определения и философии безопасности. Она строится, как правило, на концепция многоуровневой защиты и, в частности:

обеспечения запасов до предельно допустимых критери­ев безопасности при нормальной эксплуатации АЭС;

создания систем безопасности, предназначенных для обнаружения и предотвращения развития аварийных про­цессов;

разработки систем и мер защиты, ограничивающих по­следствия не только проектных, но и гипотетических ава­рий до приемлемого уровня. При этом степень совершен­ства ограничивающих средств должна характеризоваться надежностно элементов активных систем и использовани­ем пассивных средств, временем развития аварий и отсут­ствием пороговых эффектов, а проектирование зданий, структур, систем и оборудования необходимо проводить с учетом как проектных условий работы, так и катастро­фических ситуаций внутреннего (связанных в том числе с отказами по общим причинам) и внешнего происхожде­ния.

Повышение безопасности действующих АЭС за счет мо-

r . -4*         V •*   *• *   *

1 ••• .

.« • *

до рми одп я улучшения нх эксплуатации, усовершенство- ввавя проектов, реакторных установок с позиций вкутреи- ^: них свойств самозащищенности и увеличения барьеров безопасности, а также проработки перспективных проектов ит.я. ”

Конкретные формы реализация этих тенденций долж­ны выбираться из условий оценки критерия эффект — за­траты> причем определяющая роль этого критерия относит- •ся и к анализу эффективности мероприятий по предотвра­щению авария, я к уменьшению их последствий. Именно _: поэтому многие ученые высказываются »а сочетание пас- ;сявных, активных и превентивных систем безопасности. ! При этом больше внимания должно быть уделено техниче- ссим и организационным мероприятиям. В мировой прак­тике к техническим мероприятиям, обеспечивающим без*

• опасность АЭС, относят оптимальный выбор площадки для .строительства; хорошее качество проекта; высокое качест- I во изготовления, монтажа, эксплуатации и ремонта всех ; элементов; включение в состав проекта АЭС специальных 'систем, устройств, и конструкций, необходимых для пред- ¹ отвращения возникновение аварий и локализовать их воз- •'можные последствия. К организационным мероприятиям

относят создание санитарно-защитной зоны наблюдения ; вокруг станции; подготовку и четкую отработку во всех де­талях цротивоаварийных планов на площадке АЭС и за . ее пределами; высокий уровень подготовки обслуживающе­го персонала.               ' •

Заслуживают внимания и следующие положения: ядераая безопасность — это принцип ядериой техноло­

гии;                                                                .

• международная научно-техническая общественность и . специалисты должны способствовать распространению ' и восприятию нового понятия «культура безопасности»;

создаваемые реакторные установки должны быть «про­; щающими, а не наказывающими» по отношению к ошиб- { кам эксплуатационного персонала;

основная цель всех мероприятий по повышению беэопас- ностя и анализов тяжелых аварий — предупреждение ава­

^; рий и смягчеийе их последствий;

общественностью должна быть осознана и воспринята

. концепция приемлемого риска.

Среди мер, направленных на повышение надежности , действующих и строящихся АЭС и смягчение последствий ' тяжелых аварий, следует отметить:

улучшение компоновки оборудования, позволяющее эф­фективно использовать пассивные методы охлаждения ак­тивной зоны;

увеличение запасов воды и обеспечение возможности применения вспомогательных средств (пожарные системы, дизели, передвижные насосы)’ для охлаждения реактора; создание под защитной оболочкой специальных систем

очистки паровоздушных смесей от аэрозолей;

создание специальных песчаных, гравийных и других

фильтров, позволяющих при тяжелых авариях сбрасывать в атмосферу очищенную смесь из-под защитной оболочки; повышение эффективности систем сжигания водорода,

образующегося при тяжелых авариях;

разработка и обоснование специальных процедур управ­

ления аварийным процессом при тяжелых авариях;

расширение возможности тренажерных систем для тре­

нировок персонала при имитации тяжелых аварии.

Перспективным направлением повышения уровня по­

жарной безопасности АЭС и совершенствования тушения пожаров в экстремальных условиях является внедрение стационарных мобильных роботизированных установок.

В качестве огнетушащих средств, применяемых на АЭС, используются вода, пена, порошок, а также комбинирован­ные средства. В зонах, не связанных с ядерной опасностью и не требующих специальных средств пожаротушения, предпочтение отдается водяному пожаротушению.

Серьезное значение для обеспечения пожарной безопас­ности на АЭС имеют специальная подготовка и высокий уровень пожарных подразделений по охране станции, а также их вооружение и оснащение. Специальная подго­товка личного состава пожарной охраны должна включать следующее:

ознакомление с теоретическими основами атомной энер­гетики;

углубленное изучение технологического процесса произ­водства АЭС, ее основного оборудования, физико-химичес­ких свойств и характеристик применяемых веществ и ма­териалов, особенностей объемно-планировочных и конст­руктивных решений зданий и сооружений станции и их поведения в условиях пожара, противопожарных требований действующих нормативных документов по проектированию, строительству и эксплуатации АЭС;

проведение пожарно-технических' занятий! и учений не­посредственно на АЭС, практическая отработка раииональ-

яых приемов и методов использования имеющейся пожар­ной техники, стационарных установок пожаротушения; отработка взаимодействия пожарных с оперативным персо­налом станции и другими службами в соответствии с пла­нами ликвидации аварий, проведение совместных цеховых

¹ и общестанционных противопожарных тренировок;

психологическая подготовка пожарных, отработка при­

емов и способов тушения электрооборудования и кабель- • ных коммуникаций, находящихся под напряжением; тре- '« нировка личного состава в условиях теплового воздействия ^|! и сильного задымления;

изучение особенностей и привитие навыков ведения бое­вых действий в условиях повышенных уровней ионизиру­ющих излучений; использование индивидуальных и груп­повых дозиметрических приборов, средств защиты личного ¹ состава и техники от поражающих факторов ионизирую­щих излучений и радионуклидов; проведение санобработки личного состава и дезактивация пожарной техники; изуче­

ние правил техники безопасности.

В этих целях на АЭС в комплексе объектов пожарной части кроме пожарного депо должны быть: полигон пси­хологической подготовки пожарных, теплодымокамера для тренировки работы в изолирующих противогазах, стенд для отработки приемов и способов тушения электрообору­дования и кабельных коммуникаций, находящихся под напряжением, спортивная площадка с учебной башней для отработки навыков пожарно-строевой подготовки.

Специальная подготовка руководящего состава пожар­ных подразделений должна быть организована в институ­те повышения квалификации, а также в учебно-тренировоч­ных центрах, где проходит обучение оперативный персо­нал АЭС.

В составе дежурного караула пожарного подразделения, охраняющего АЭС, обязательно должны быть пожарная автоцистерна, пожарный автонасос или насосно-рукавный автомобиль. Одновременно в действующем резерве долж­ны находиться два автомобиля такого же типа, которые при необходимости могут быть задействованы силами ра­ботников, свободных от дежурства и вызываемых по тре­воге из дома. Из специальных пожарных машин на воору­жении дежурного караула чаще всего находятся автолест­ница или коленчатый подъемник аэродромный пожарный автомобиль тяжелого типа, а также пожарная насосная станция и рукавный автомобиль. Эти машины позволяют

обеспечить подачу воды из резервных водоисточников, име­ющихся иа территории АЭС (каналы, охладительные бас­сейны), при невозможности по каким-либо причинам ис­пользовать систему противопожарного водопровода или не- . достаточной его мощности.

Автомобильный коленчатый подъемник с высотой подъ­ема площадки до 50 м дает возможность обеспечить про­ведение спасательных работ и быстро ввести средства ту­шения для ликвидации очагов горения на поверхностях крыш, что очень важно для защиты машинных залов и других объектов АЭС, особенно если при устройстве кры­ши использованы металлоконструкции и горючие утепли­тели. Необходимо также иметь машину типа бронетранс­портера. В условиях аварий с выбросом источников повы­шенного радиационного излучения на такой машине мож­но, преодолевая зоны повышенной радиации, доставлять до 10—12 работников пожарной охраны в места, где за­держка может привести к серьезному осложнению аварии.

На машине с помощью установленных на ней стационар­но и имеющихся переносных приборов дозиметрического контроля можно проводить самостоятельную дозиметриче­скую разведку территории, на которой размещаются по­жарные машины и работают подразделения.

Весь командный состав и работники, несущие службу в боевых расчетах пожарных автоцистерн и автонасосов, должны иметь в личном пользовании изолирующие проти­вогазы для работы! в непригодной для дыхания среде; боевой расчет каждой пожарной машины должен быть обеспечен прибором дозиметрической разведки, а весь лич­ный состав подразделений — индивидуальными средствами дозиметрического контроля (индивидуальным дозиметром и дозиметром-накопителем). Личный состав должен иметь защитную одежду, обеспечивающую безопасную работу в зонах с повышенной радиацией и температурой. Рекомен­дуется, чтобы на АЭС были также созданы хорошо подго­товленные добровольные пожарные дружины из персонала.

Для того чтобы научно-технический прогресс, уже про­демонстрировавший свею мощь и возможности, продол­жал и дальше служить людям, необходимы объединенные усилия специалистов всех областей знаний, направленные на более безопасное и надежное использование его дости­жений. Здесь необходим постоянный поиск новых путей, новых резервов.

W '                           . '          ’ .     •

ч                                 -                           »♦

Й.,                            •

If.

к. , ’         .                                       •                                   ••

• _e

*

» ... ■

ь. .                            •

'                                       СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

I. Легасов В. А . Проблемы безовасвого развития техносферы// ■ Коммунист. 1987. М 8, С. 92—101.

- • ,       2. Лу«ом*л И. Ф. Главное в атомной энергетвке/Щолитвчесхое об­

, ; рвмомняе. 1886. J* 9. С. 8&—87.

8, ОДиедев А . Я.. Прхтплм^1к^в^|^}на^я запита «томных элкт{юстав- ! янй//Й30ГО мухи я теХжиьи. Пожарвая охрана. ВИНИТИ. 1987. Т. 8.

4. Шебека Ю. И* Ильин А. Б . , Иванов А . В. Экспериментальное вс- 1 следование яояцентрацвояных пределов воспламенения в смесях вида j водород—«недород—ржзбвеител1ь//Фйэ. химия. 1984. Т. LV111, № 4.

• С. 862»—866.           • •

5. Баратов A. fL, Шебеко Ю. в , Ккрольченло А , Я, Влияние ак-

• тнввыЕХ центров, соаддиных внешним источником, ва период индукция самоволки жеивня водовл^^юмл^с^рюдяю^й смеси//Кинетика и катализ.

! 1986. Т. XXVII, М 2, С. 482—W

8. Шебеке tO. И* Корольченко А Я. Еременко О. Я . Расчет крн- тичеехоА толщины газового слоя по отношению к. распространению де- тожацдонаой »одяы//Физика горения и взрыва. 4987. № б. С. 89—91. . 7. Иванов М ♦, Шебеко Ю. И., Корольченко А. Я. Чвсденяое мЬ-

< деяировааяе процесса распространения детонации в газовом слое гре- i мучеА смеси, разбавленной взотом/УФиаика горения в взрыва. -1984. № 2.

С. 118— 121.

8. Баретов А И.. Корольченко А . Я-, Шебеко Ю. И . Обоснование . норм обекпнянняя пожаровзрывобезопасности при работе с аодородомм

• Вопросы атомноА яаухи я техники. Се^р. Атомно-водородная энерг^п&й » и технология. 1987. Вьга. 3. С, 49—51.

9. Общесоюзные нормы технологического проектирования. OHTTI 24—$6 МВД СССР. Определение категорий помещений и зданий по взрывовождряой я пожарной опасности. М.: ВНИИПО МВД СССР. 1986. С 25.

,        10. Противопожарные нормы проектирования атомных станций

¹ ВСН 01—87. Мявнтомэверго СССР. 1987.                  •

II. Современная пожарная робототехника. Выл. 1/88. ВНИИПО.

j 1988. С. 1—40.                                      .                              .

12. Минеев А. К.. Организация пожаротушения на АЭС/УПожарное

. дело. № 16. 1988. С 34—38.                                              .

13. Pe t er М. Si . Jones. The benefits of nuclear power//ATOM, Lon­don. 1988. f 879. P. 12—17.

14. Mapbee IF. IF. Review of fire protection In the nuclear facilities

nF the Atomic Energy CommissionZ/Nucl. Safety. 1979. Vol. 20. № 3. P. 294—307.

15 Talbert J. H. Fire hazards and consequences, of fires in nuclear plants//Nucl. Safety. 1980. Vol. 21. XV 1 P. 59—67.

16. Futu r e of nuclear power plant//Power Eng. 1983. Vol. 87, № 8. P. 43-50.

17. Sideris A . G. Nuclear plant fire incident data file//Nucl. Saietv. 1979. Vol. 20, Xs 3. P. 308—317.

18. Brennstoff—Wdrme— Aro////Alomkernkrafts. 1975. Vol. 27, X? 2. P. 67—71.

19.  Herman P L. Nuclear fire protection. A. fourth diinensionZ/Fi- re J. 1980. Vol. 74, № 6. P. 51—55.

20. Pr i /or /1. 7. SFPE volvemos a visitar Browns Ferry//ASELF. 1978. Xe 71. P. 89—94.

21. Sawyer R. G.. Eisner J. A. Cable fire at Browns Ferry nuclear power plant//Fire J. 1976. Vol. 70, № 7. P. 5—10.

22. Pryor A. 7. Browns Ferrv rcvisited//Fire J. 1977. Vol. 71, X» 3. P. 77—82.

23. Recomendat i ons related to Browns Ferry fire//Report by Special Review Group. 1976. Washington, USA.

24. Prog r ess in nuclear safety//N’ucl. Safety. 1978. Vol. 19, № 5—6. P. 257—263.

25 Barnes R. D. Fir^e protection for nuclear safety systemsZ/'Prof. Safety. 1981.

26. TM1 plus 5: nuclear power on the ropes//'IEEE Spectrum».            1984.

№ 4. P. 26—33.

27. Kalman G., Weller R. Progress in the recovery operations at Tree Mile Island unit 2/ZNucJ. Safety. X« 1. P. 88—110.

28. Fast breeder   reactors: experience and trends/'/Pr^oc. Sympos

Lyons. X? 2. 1985. P. 3—15.

29. Mikeev A. K. Chernobyl, USSR: initial fire brigade operations// 112: Magazin dcr Feuerwehr. 1987. Xe 1. P. 18—21.

30. Les (as de noyades augmenlentZ/Bulletin de 1'0rganisation In­ternationale de Protection Civile. P. 1—7. Xe 374//375. Geneve. 1986.

31 Azarm M. A., Boccio J. L. Probabilistic evaluation of fire pro­tection features found in nuclear power plants//Trans. Amer. Nucl. Soc,

1985. Xe 49. P. 29^^.3(^1.

32. Fire Protection Handbook//16 Ed., NFPA. Boston, USA, 1980.

33. Hockenbury R. U''., Ga l lucci R. H. V. Occurence rales of fire in nuclear power plantsZ/Nucl. Eng. 1981. № 66. P. 233—240.

34 . Kazarians M, Apostolakis G. Modelling rate events: the frequen­cies of fires in nuclear power piantsZ/Low—Probab./High—Consequence Risk Anal.: Issues, Meth. and Case Stud. N. Y. — Lond. 1984. P. 33—53.

35. Risque incendie: une lecon d’anatornie/ZTace au Risque. 1985. Xe 14. P. 27—35.

36 Risk structure of a nuclear power stationZ/Sigmia. 1985- № 8 P. 2—9.

37. Siegel J. M, Stutzke M. Л. A method to assess power plant risk due to fire induced transients//Anticinated andAbnorm. Plant Transients Light Water React., Proc. Amer. Nucl. Soc. Top. Meet., Jackson, Wyo. Xe 2. N. Y.—London, 1984. P. 985—993.

38. Oliver J. P. Risks of accident at various stages in the cycleZ/Eng. World. 1981. Vol. 10. Xe 8. P. 16-19.

39. Camino A. The role of probabilistic methods in the development

of regulations for nuclear power plant designZZNucI. Eng. and Design, i 1980. Vol. 60. № 1. P. 25—27.

40. Siegel J. ЛГ, Stutzke ЛГ .4. Methodology for determining the fi­re risk to nuclear power plants//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1984. № 46. P. 538—540.

41. Scotford G. Fire protection for the nuclear industry — a unique challenge//Fire Eng. J. 1986. Vol. 46. № 141. P. 4—6.

42. Дубровин А. В. Проблема водорода на АЭС//Атомная энергия. 1984. Вып. 37. № I. С. 70—72.

43. Char N. L., Samdani G. Technical performance of nuclear power plants//Energy Explor. and Exploit. 1987. Vol. 5. № 6: Spec. Issue Nucl. Energy after thernobyl. P. 385—399.

44. Tangui P. Operational safety of nuclear power plants//Energy Explor. and Exploit. 1987. Vol. 5, № 5. P. 6: Spec. Issue Nucl. Energy after Chernobyl. P. 453—472.

45. Tangui P. Les retomb£es methodologiques de la surete nucleaire dans 1'industrie chimique//Ann. mines. 1986. N° 193. P. 10—11, 24—28.

46. Liemersdorf H. Beuerteilung der Brandgefahr in kerntechnischen Anlagen—Gesellschaft fur Reaktorsicherheit mbll—Fachgesprach. Koln,

1986. S. 32.

47. Joel M. Siegel, Stulzke Martin A. iMethodology for Determining the Fire Risk to Nuclear Power Plants//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1984, 46 Annu. Meet. New Orleans, La., June 3—7, 1984, Summaries. P. 538— 540.

48. Incendies survenus dans les centrales thermiques d’Electricite dc FranceZ/Electricite de France — Service de la Production Thermique. Pa­ris. 1984. P. 31.

49. Баба T. Разработка мер пожарной безопасности для АЭС//Кин- дай сёбо, Fireman. 1987. Vol. 25, № 9. Р. 132—139.

50. Etiedrich И. J. Die Bodenkuhieinrichtung des SNR—300, ein Sys­tem zur Becherschung der moglichen Folgen des Hypotetisches Kern- schmelrengunfalls Reaktortagung. Mannheim: BRD, 1977. 127 S.

51. Hassman K.. Berman M.. Alsmeyer H. Bildung und Verhaltcn Brennbarer Gase bei Storfallen und schweren Unfallen in Druckwasser- reaktorenZ/Atomkernenergie—Kerntechnik. 1985. Bd. 47, № 2. S. 97—104.

52. Berman M., Cummings J. C. Hydrogen behaviour in lightwater

reactors/ZNucI. Safety. 1984. Vol. 25,          1. P. 53—74.

53. Garnett S. thermal explosions relating to nuclear reactor safe tyZZNucl. Eng. 1984. Vol. 24, № 5. P. 144—149.

54. Johnson J. E. Two level fire protection — a growing trendZZPo- wer Eng. Canada. 1981. Vol. 27, №• 2. P. 29—32.

55. Baer M. R.. Griffiths S. K. Hydrogen combustion in aqueous fo- am/ZNucl. Sci. and Eng. 1984. Vol. 88, № 3. P. 436—444.

56. Шебеко JO. H., Иванов А. В. Распределение гремучего газа в смеси с водяным паром в объеме цилиндрического peaктopa/ZПoжa- ротушение. 1986. № 5. С. 180—183.

57. Boone tt⁷., Goudoever Н. Aspecten van het brandgedrag van kunsistofkabels in elektrische centrales/ZElektrotechniek. 1984. Vol. 62, № 6. P. 527—534.

58. Кабели и провода для ядерных энергетических установок. М ; Энергоиздат. 1983. 133 с.

59. Eire retardant cables/ZMet. and Mater. Technol. 1983. Vol. 16, № 1. P. 16—18.

60. <Nomex» mindert Schadenrisiko/ZElektro—Anzeiger. 1981. Vol. 34, Ne 12. P. 14—15.

61. la&ld P.. Reuler S . Kabel mil verbesscrlen Eigenschaften im Brandfall/, VFDB—Zeitschrifl. 1983. B. 32, № 1. S. 10—22.

62. Kobe! mil flaminwidriger und strahlendc standiger isolierung// Draftwoll . 1978. B. 64, .N 12. S. 499—501.

63. Deschamps L-. Michel R. Techniques aclucllcs et perspectives de dexaloppemcnt des cables//RGE. Vol. 198, .V? 7—8. P. 520—529.

64. Recognised etircue des centrales nucleaires/'/P. decog. Travaux. 1978 Ns 517. P. 40—45.

65. Casselma n C. Liquid sodium pool fires//Specialists Meet, on so­dium fires end prevention Cadarache. France. 1978. 12 p.

66. The Esmera l da Projcct//Spcc. Meek on sodium fires and pre'op­tion Cadarache, France. 1978. 15 p.

67. Hedtn F.. Rente Л Super—Phoenix. Sodium fires in Super— PhoenXxZ/Proc. IMFBR. Safely lop. Meet. Lvon. 1932. Vol. 3. Paris, France. 1982. P. 183—200.

63 Tanguy P. Price J. L’imporiarce dc la recherche dans les pr<g- res la seeurite nncleaire/''Rev_t gennuci . 1983. № 3. P. 215—218.

69. Duverger G Computing the effects of a contained sodium pool fire. Caarrache, Lyon, France. 1982. 12 p.

70. Feinauc r D Sicherheil in dct Kerntechnik//GIT. 1556. В. 30, X? 10 S 1013-1017.

7!. Scoiford G. 8. Fire protection for the nuclear industryZ/Nucl, Eng. 1986. Vol. 27, Ns 4. P. 106—111.

75. Forster K. Treatment of sodium spills and leakage detection//

Spec.           on sodium tires and prevention, Cadarache-, Lyon, France.

1973. 25 p.

72. Review of CNEN activities in the field of sodium iiresZ/Sp^e^. Meet, on sodium fires and prevention, Cadarache, Lyon, France. 1978 28 p.

73. Hafel IP. Fusion and fast breeder rcactors//JJASA Research re­port. 1977. № 77. P. 277—326.

74 Корольченко А Я. Оценка пожарной опасности полимерных ма- териалов//Огнеззщищенные примерные материалы, проблема оценки п\ свойств Тезисы докл. совет. Таллинн, 19—21 окт. 1981. С 75—78.

75 Nuclear plant protectionZ/Fire. 1984. Vol. 76, № 945. P. 559—

560.

76. Central nuclear de valdecaballeros/ZPetrogas. 1982 Vol. 8, Ns 95. P. 51—56.

77. Rabbin D Fire protection for nuclear power plantsZ/Fire Eng. 1983. Vol. 136, № 4. P. 46-49.

78. Mazzini F Criteri di diiesa antincendio nelle centrali nucleari at acqua Icgera^.ZNot.iz. ENEA Sicur eprotez. 1984. Vol. 2, Ns 4. P. 12—17.

79. Poi ie r R. C. Eire vulnerability assessment,'/Trans. Amer. Nucl. Soc. 1982. № 43. P. 468—470

80. Dalwyler E., PeissarJ №. G. Zeitgemasser Brandschutz in Kern- kraftwerken//Techn. Rundsch. 1984 Bd. 76, Ns 38. S. 9. 11, 13.

81. Fire protection for power st a lions/ZElect r. Rev. 1977. Vol. 200, to 12. P. 20—22

82. Lizmersdorf H. Wlllman P Brandschutz in Kernkraftwerken/Z VEB Kraftwerkslechn. 1986. B. 66, N 7. S. 604 -610.

83. Newman R. N. The role of carbon dioxide in the combustion of sodium in airZ/Proc. IMFBR Safety Top Meet. Paris. France. 1982. P. 3—11.

Й28

64. Люриа йа «томных алектростаядяях//Энергохозя8ство за рубе»

: ком. 1984 М L С. 46—48

85, Toshiba develops mobile Intelligent fobot//Atoms in Japan. 1985. VrJ 9ft AA 1 I» 4fU_4»

’ SL Мали X.fJTwatpm коге, 1984. Nk 4. C. 67—72.

87. Bartholet T. G._t Growson F. R. Maintenance robotic applications tor nuelear power plants//Autotnation Techn. Corp, Boston, USA. 1982.

88. Fansal electric reseerchs pre—commercial level In development of two robots tor N—plantay/Automs in Japan. 1985. Vol. 29, Afe 1

■ P. 13—14,

89. Hermann J. L, Leaver D. E. Cost effective fire protection prog- rammee//Proc. Int Meet. Fast React, Safety Technol. Seattle, USA. 1979. Afe 3. P. 1881—1889.

90. Hasser D._t Schneider U. Bestandsaufnahme des Brandschutzes In Kernkraftwerken//VEB Kraftwerktechn. 1982. Bd. 62, № 6. S. 487-495.

91. Emotte AL Statistical evaluation of fuel and assembly producti­on//IAEA—SR, 102—57. N. Y., USA, 1984.

92. Segregation at Britain’s Sizewell—В PWR/7NucL Eng. Int. 1985. I Vol. 30, Mt 37v. P. 50—51.

93. Taylor R., Simpson J. A. literatore Review of Fire Modelling i Technique and Related SubjecU//SRD—R—276. UKAEA. 1984.

94. McFarlane K. Some Tables of Core Melt Frequencies and Ra- j diologfeel Coneequences//SRD—R—223. UKAEA. 1984.

95. Mttier H„ Rockett J. User’s Guide to FIRST — A Comprehensive I Single Room Fife Model. NBS1R 86//National Bureu of Standards Cen- | ter for Fire Research. 1986.

96. Berry D. Analysis of fire Barriers within Nuclear power plants// t Nuclear Technology. 1987. Vol. 53, P. 204—216.

97. Lyckhuni D. Design of a PWR power station to meet UK safety i and licensing requirements. Regulatory Practices and Safety Standards , for Nuclear Power Plants/ДАЕА Int. Symp. Munich. 1988.

98. Fennel D. Investigation Into the King*» Cross Under Fire//Dept » of Transport London. Her Majesty Stationery Office. 1988.

99. Bttr&s 0. Practical Applications of Computer Fire Modelling In Nuclear Power Plant Design//1AEA Int. Symp. Vienna. 1989.

i

ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие ,          ...........................................................................................

Введение ................

Глава 1, Анализ пожаров на АЭС

1 1. Систематизация пожаров по параметрам и тенденции нх возникновения        

1.2. Недостатки в противопожарной защите ....

Глава 2. Определение риска и вероятности возникновения по­жаров иа АЭС      

2.1. Некоторые подходы к определению риска и вероятности

возникновения пожара..........................................................................

2.2. Определение риска и вероятности возникновения пожара

2.3. Моделирование пожаров на ЭВМ.....................................................

Глава 3. Пожарная опасность АЭС.....................................................................

3.1. Общая оценка пожарной опасности.................................................

3.2. Пожарная опасность водорода..........................................................

33. Пожарная опасность натрия..................................................................

3.4. Пожарная опасность смазочного масла .....

35. Пожарная опасность кабелей................................................................

3.6. Пожарная опасность полимерных покрытий полов

3.7. Пожарная опасность кровельных покрытий

Глава 4. Основные принципы противопожарной защиты АЭС

4.1. Общие требования................................................................................

4.2. Нормативная документация по обеспечению пожарной

безопасности АЭС..................................................................................

4 3. Требования к конструктивным и объемно-планнровоч- ным решениям  

4.4. Противопожарная защита кабельных коммуникаций

4.5. Конструктивные меры по предупреждению пожаров'^-

натрия .......................................................................................................

4.6. Противодымная защита......................................................................

4.7. Организационные мероприятия по обеспечению пожар­ной безопасности АЭС.............................................................................................................

Глава 5. Противопожарная защита АЭС с реакторами ВВЭР, РБМК, БН . .      .                               .   .      

• * •• .           i. ”      •• •                                                        ,

• -I ¹ i ‘             • 7 • . «                                       ••                                             *

.................  • . ’ •

* * •

• •

5.1, Камржвмвя нротдвопожлрвоА      защиты .              . ,   , 2W

5.2, Протяяопождрная мщмга       АЭС е реакторами ВВЭР   . 244

54, Протшижожарлая аажвта          АЭС с реакторами РБМК   , 257

54. Протииолежариая эящгга           АЭС с реакторами     БН  * 286

вва 6. СреАсвЯа я способы предотвращения и тушевая «о- жярое ел АЭС • *     290

6Л. ООквд система яротивопожарвой защиты ....                      296

63, Устжкмвн противопожарной защиты.............................................. 299

6.8. Установки пожаротушения................................................. .       ,    308

ава 7, Факторы, оказывающие влияние яа надежность обо- РУХомвм М систем пожарной беэо гласности АЭС .                                                                                          325

7J. Надежность установок активной противопожарной за-

Щвты                                                                    .      . 225

7.2. Надеж вость устройств пассивной противопожарной за­щиты , .      . .      .      ......... 326

74, Факторы, влияющие на надежность оборудования

8 систем...................................................................................... ,. ,             327

«ва А Орсвмжацня пожаротушеш яа АЭС ,                          ,  , .   331

8Л. Обади принципы в требования к организации пежаро-

тущеяяв . ................................................................................................ ,....... 331

8J2. Исжхявзовамае роботов яря тушении пожаров . .                   . »   367

8.8. Тушение во ж а ров в кабельных сооружениях                                    373

8.4. Приемы я способы тушения пожаров я помещениях

с натриевым теплоносителем ........                                                          383

8.5. Защйтнал одежда ...........                                                                          399

8.8. Лих в кладах последствий и а тряс вых пожаров и утнлк-

эаядя ,        .  .  •                                                                              402

а в в 9. Эколомивж нрятввяпщвврш»Д эаэциты АЭС ...                              404

9.1, Виды ягграт яа противопожарную  защиту .        ,  . ,   404

9J. Экономические        поеллдетвмг от пожаров                                     405

9.3. Номеаклатура и размеры Затрат на обеспечение пожар-

вой безоявсвостя                                                                                        411

....................................................................................................... 416

литературы ,   , ........                                  , . . 425

Производственное издание

Микеев Анатолии Кузьмич

ПРОТИВОПОЖАРНАЯ ЗАЩИТА АЭС

Заведующий редакцией В. В. Климов

Редактор издательства Л. Д. Никулина
Художественный редактор Б, Н. Тимин
Технический редактор Т. Ю. Андреева

Корректор At Г. Гулина
ИБ № 3185

Сдано в набор 03.01.S0. Подписано в печать 12.07.90. Т-11351. Формат 84х108'/э2. Бумага типографская № 2. Гарнитура литературная. Пе­чать высокая. Усл. печ. л. 22.68. Усл. кр.-отт. 22,68. Уч.-изд. л. 24.88.

Тираж 13 000 экз. Заказ № 4?6. Цена I р. 60 к.

Энергоатомиздзт. 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10

Владимирская типография при Госкомитете СССР по печати.
600000, г. Владимир, Октябрьский проспект, д. 7

---

Дата добавления: 2019-01-14; просмотров: 182; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

---

---

Мы поможем в написании ваших работ!