Đang tải... (xem toàn văn)
Môn học “Nguyên lý đảm bảo an toàn các nhà máy điện hạt nhân” đứng trước nhiệm vụ đào tạo các nhà chuyên môn trong lĩnh vực năng lượng hạt nhân và giúp họ làm quen với một loạt các vấn đề thuộc về an toàn các nhà máy điện hạt nhân trong giai đoạn hiện tại. Ngày nay, các sinh viên cần hiểu rõ bản chất khái niệm “an toàn nhà máy điện hạt nhân”, tầm quan trọng của các nền tảng luật pháp và tiêu chuẩn đối với việc đảm bảo an toàn, quán triệt các cách tiếp cận có tính quyết định và tính khả năng, các tiêu chí và các nguyên tắc để đạt đến mức độ an toàn chấp nhận được, cũng như nắm chắc các nội dung thuộc lĩnh vực an toàn, như văn hóa an toàn, đảm bảo chất lượng và yếu tố con người. Chương trình học tập cung cấp cho sinh viên kiến thức về các quá trình vật lý và thủy nhiệt của Nhà máy điện hạt nhân, các sơ đồ công nghệ và các chế độ hoạt động của thiết bị. Trong khuôn khổ chương trình học tập sẽ làm quen với những cách thức, phương pháp thực hiện các yêu cầu về an toàn.
Bộ Giáo dục Liên bang Nga Trường Đại học Năng lượng Moscva O.M. Kovalevich NGUYÊN LÝ ĐẢM BẢO AN TOÀN CÁC CƠ SỞ HẠT NHÂN Giáo trình môn học “Đảm bảo an toàn sở hạt nhân” dùng cho sinh viên ngành “Nhà máy điện cụm thiết bị hạt nhân” Người dịch: Nguyễn Đức Kim Moscva Nhà xuất МЭИ 1999 О.М.Ковалевич ОВНОВЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ Учебное пособие по курсу «Обеспечение безопасности атомных станций» Для студентов, обучающихся по специальности «Атомные электростанции и установки» Москва Издательство МЭИ 1999 Giáo trình học tập cung cấp khái niệm vấn đề an toàn nhà máy điện hạt nhân khuôn khổ cách tiếp cận đại giới. Đã thảo luận phần xem xét giải pháp vấn đề áp dụng cho nhà máy điện hạt nhân nước Nga. Dùng cho sinh viên năm cuối chuyên ngành “ Các nhà máy điện cụm thiết bị hạt nhân ” LỜI NÓI ĐẦU Môn học “Nguyên lý đảm bảo an toàn nhà máy điện hạt nhân” đứng trước nhiệm vụ đào tạo nhà chuyên môn lĩnh vực lượng hạt nhân giúp họ làm quen với loạt vấn đề thuộc an toàn nhà máy điện hạt nhân giai đoạn tại. Ngày nay, sinh viên cần hiểu rõ chất khái niệm “an toàn nhà máy điện hạt nhân”, tầm quan trọng tảng luật pháp tiêu chuẩn việc đảm bảo an toàn, quán triệt cách tiếp cận có tính định tính khả năng, tiêu chí nguyên tắc để đạt đến mức độ an toàn chấp nhận được, nắm nội dung thuộc lĩnh vực an toàn, văn hóa an toàn, đảm bảo chất lượng yếu tố người. Chương trình học tập cung cấp cho sinh viên kiến thức trình vật lý thủy nhiệt Nhà máy điện hạt nhân, sơ đồ công nghệ chế độ hoạt động thiết bị. Trong khuôn khổ chương trình học tập làm quen với cách thức, phương pháp thực yêu cầu an toàn. Danh mục tài liệu tham khảo tài liệu định mức giới thiệu cuối sách. Khi trình bày có trích dẫn. Trong đó, số liệu trình bày theo cách để người đọc tham gia khóa học không thiết phải thường xuyên trở lại nguồn tài liệu này. Những người lưu tâm đến vấn đề an toàn nhà máy điện hạt nhân người có nguyện vọng sâu vào vấn đề sử dụng tài liệu này. PHẦN MỞ ĐẦU Quá trình phát triển ngành lượng hạt nhân yếu tố đôi với phát triển ngành Khi bắt đầu nghiên cứu vấn đề an toàn sở hạt nhân (Nhà máy điện hạt nhân) cần phải giới thiệu cội nguồn lý luận nhận thức ngành lượng hạt nhân, trình phát triển ngành quy mô sử dụng quốc gia khác nhau, yếu tố kèm định phát triển ngành. Vào đầu năm 90, quy mô phát triển ngành lượng hạt nhân giới vào khoảng 320 GW, tổng thời gian vận hành lò phản ứng lượng – 500 năm-lò, tỷ phần lượng hạt nhân tổng điện nước phát triển – 17%. Các số liệu cho nước đưa bảng B.1. Như thấy, lượng hạt nhân đóng vai trò rõ rệt trội cân lượng nước phát triển. Bảng B.1. Sự phát triển lượng hạt nhân số nước, tính đến 01.01.98 Tên nước Công suất lắp đặt, GW Số sở Tỷ phần lượng hạt nhân tổng điện năng, % Anh 12,9 14 27 Đức 21,1 19 36 Tây Ban Nha 7,3 29 Hàn Quốc 10,7 13 34 Nga 19,8 29 13 Mỹ 99,6 107 20 Pháp 62,9 59 78 Nhật Bản 43,6 54 35 Do việc nhìn nhận có phần phức tạp lượng hạt nhân, giống ngành sản xuất nguy hiểm tiềm ẩn, quy mô nó, ngành lượng hạt nhân gây bất an định xã hội việc sử dụng an toàn nguồn lượng này. Lúc đầu ngành lượng hạt nhân ứng dụng cho mục đích quân (Hiroshima, Nagashaki, thử vũ khí hạt nhân), điều đem đến chết chóc cho nhiều người. Điều không ảnh hưởng đến thái độ công chúng việc sử dụng lượng hạt nhân mục đích hòa bình. Những cố lớn nhỏ nhà máy điện hạt nhân đóng vai trò định mối quan hệ mặt thiếu tin tưởng nỗi hoảng sợ với mặt khác ưu lợi ích sử dụng lượng hạt nhân. Một số giai đoạn phát triển lượng hạt nhân thập kỷ gần đây, có tính đến yếu tố ảnh hưởng đến phát triển ngành trình bày cách định tính ước lệ hình B.1. Hình B.1. Định tính giai đoạn phát triển lượng hạt nhân * – giai đoạn sử dụng lượng hạt nhân vào mục đích quân (các vụ nổ hạt nhân, thử vũ khí,…); – Three Mile Island; – Chécnôbưn Giai đoạn I – Hiroshima, Nagashaki, thử vũ khí hạt nhân, xây dựng sở hạ tầng tổ hợp hạt nhân, lò phản ứng cụm thiết bị lò phản ứng công nghiệp cho mục đích quân sự; Giai đoạn II – khởi động thử nghiệm lò phản ứng lượng đầu tiên, hình thành cách tiếp cận ban đầu an toàn nhà máy điện hạt nhân; Giai đoạn III –xây dựng ạt sở hạt nhân với lò phản ứng dạng khác nhau; Giai đoạn IV – tiếp tục tăng trưởng công suất lượng hạt nhân cố bất ngờ Three Mile Island (TMI) Mỹ (năm 1979), bắt đầu nhìn lại cách tiếp cận đảm bảo an toàn lượng hạt nhân, nhịp độ tăng trưởng lượng hạt nhân chậm lại; Giai đoạn V – tiếp tục nghiên cứu học cố TMI, cố NMĐHN Chécnôbưn (năm 1986), nhìn nhận sâu sắc việc phân tích cố trầm trọng, nâng cao độ an toàn cho sở hoạt động, thực tế chấm dứt tăng trưởng công suất; Giai đoạn VI – giai đoạn không xác định phát triển lượng hạt nhân (sau năm 2000). Giáo trình trình bày nguyên lý để đảm bảo an toàn nhà máy điện hạt nhân Như nói, giáo trình sử dụng phương pháp hình thức luận đến nguyên lý để đảm bảo an toàn nhà máy điện hạt nhân. Sau có số ý kiến nhận xét: Thứ nhất, không nên thảo luận vấn đề an toàn nhà máy điện hạt nhân theo cách tách rời khỏi quan niệm chung phát triển sử dụng an toàn lượng hạt nhân. Vì đề cập đến vấn đề tổng quát đặc trưng có tính pháp lý, tính pháp quy thuộc luận điểm. Các vấn đề vốn phổ biến việc sử dụng lượng hạt nhân. Thứ hai, an toàn nhà máy điện hạt nhân vấn đề đảm bảo an toàn quan điểm đa diện sử dụng lượng hạt nhân. Không phủ định tính nghiêm túc vấn đề đảm bảo an toàn nhà máy điện hạt nhân, hàm lượng sản phẩm phóng xạ lò phản ứng cao điều kiện làm việc thiết bị điều kiện nhiệt độ, áp suất, xạ cao, cần thiết phải có khái niệm vấn đề công đoạn khác chu trình nhiên liệu hạt nhân. Thứ ba, giáo trình kỳ vọng làm sáng tỏ vấn đề đảm bảo an toàn nhà máy điện hạt nhân. Nếu muốn vậy, cần xuất tài liệu chi tiết gồm nhiều tập. Giáo trình góp phần làm rõ vấn đề mức độ đó, làm hướng đạo lĩnh vực hoạt động rộng lớn có liên quan đến vấn đề an toàn hạt nhân. Chương 1. CÁC VẤN ĐỀ ĐẢM BẢO AN TOÀN CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN Nước Nga, số không nhiều cường quốc hạt nhân có tất công đoạn chu trình nhiên liệu hạt nhân (CTNLHN) – từ khai thác urani sản xuất lượng sở hạt nhân (Nhà máy điện hạt nhân), tái xử lý nhiên liệu cháy nhà máy điện hạt nhân tách vật liệu phân hạch nuclit phóng xạ, thích hợp cho việc sử dụng công nghiệp, y tế,… đến tái xử lý phế thải phóng xạ chôn giữ chúng lớp địa chất sâu. Điều yêu cầu giải vấn đề an toàn CTNLHN nhiệm vụ nhất, có hệ thống, với cách tiếp cận thỏa đáng cho công đoạn chu trình. Cái khó chỗ, sở sản xuất nằm CTNLHN lại đa dạng công nghệ thuộc ngành công nghiệp khác (khai khoáng, chế tạo máy, lượng hóa học,…), yêu cầu nghiên cứu triển khai nguyên lý khoa học khác nhau. Phần lớn sở sản xuất CTNLHN có liên quan trực tiếp với việc sử dụng lượng hạt nhân mục đích hòa bình với ngành công nghiệp nguyên tử quốc phòng. Vì mà ảnh hưởng từ phía công đồng xã hội quốc tế quốc gia đến sở sản xuất CTNLHN bị hạn chế, tảng định mức tương xứng, nguyên tắc cách tiếp cận đảm bảo an toàn thiết kế, xây dựng vận hành chúng. Trong bảng 1.1 đưa số tiêu công đoạn khác CTNLHN, đặc trưng cho ảnh hưởng chúng đến độ an toàn [1]. Chúng ta bình luận tiêu này. Số sở Nga định mức độ nguy hiểm tiềm ẩn đất nước từ sở sản xuất CTNLHN. Khi có sở (hàng đơn vị) khu vực riêng biệt phải chịu nguy hiểm, vậy, quan trọng vị trí địa lý. Khi có nhiều sở (hàng chục) ảnh hưởng lan rộng đến nhiều khu vực đất nước. Chỉ có nhà máy điện hạt nhân phương tiện vận chuyển nhiên liệu hạt nhân cháy có số hàng chục, lại – hàng đơn vị. Số lượng chất phóng xạ sở sản xuất CTNLHN cụ thể thể mối nguy hiểm tiềm ẩn sở đó. Dải hoạt hóa phóng xạ chia thành bậc. Theo tiêu nhà máy điện hạt nhân nhà máy hóa phóng xạ đứng đầu. Mối nguy hiểm thực phát thải phóng xạ lớn có cố nghiêm trọng, hợp chất chứa phóng xạ. Bảng 1.1. Các thông số sở sản xuất CTNLHN đặc trưng cho mối nguy hiểm tiềm ẩn chúng Hàng chục Vận chuyển nhiên liệu hạt nhân Hàng chục Nhà máy hóaphóng xạ Hàng đơn vị Bãi chôn giữ thải phóng xạ Hàng đơn vị 1,0 Ci/t.U* 108 – 109 Ci 104 – 105 Ci 109 – 1010 Ci 108 Ci P П Р,Т,В,П – Т,В,П – – – 10 100 10 50 10 Tính dễ bị tổn thương tác động bên – ДЧ – С, Г,М ДЧ ДЧ С, Г,М ДЧ С, Г,М Tính dễ bị tổn thương sai lầm nhân viên Yếu Yếu Yếu Mạnh Trung bình Mạnh Mạnh Không cần Cần thiết Cần thiết Cần thiết Cần thiết Cần thiết Cần thiết Nhà máy làm giàu Chế tạo nhiên liệu hạt nhân Nhà máy điện hạt nhân Hàng đơn vị Hàng đơn vị Hàng đơn vị Hoạt hóa phóng xạ nằm sở 0,3 Ci/t.U* 1,0 Ci/t.U* Các thông số công nghệ chịu tải lớn – Diện tích nhiễm bẩn cố, km2 Tổ hợp mỏluyện kim Số sở Nga Thông số Bảo vệ thực thể nuclit phóng xạ phân hạch * Hoạt độ tính theo nguồn xạ γ Ghi chú: P – áp suất; T – nhiệt độ; П – hỏa hoạn; B – nổ; C, Г – địa chấn địa chất; ДЧ – hoạt động người; M – tượng thời tiết; СЦР – phản ứng dây chuyền tự trì. Khả phát triển phản ứng dây chuyền tự trì (СЦР) vấn đề đảm bảo an toàn sở sản xuất CTNLHN (an toàn hạt nhân). Ở phần lớn sở sản xuất CTNLHN, việc xuất phản ứng dây chuyền hạt nhân mức độ tiềm ẩn có thể. Cường độ thông số công nghệ. Mối nguy hiểm tiềm ẩn có mặt sản phẩm phóng xạ sở phụ thuộc nhiều vào cường độ thông số trình công nghệ bình thường tượng hóa lý đồng hành. Thuộc thông số đó, trước hết áp suất P nhiệt độ T, rào cản hoạt động, rào cản lưu giữ vật liệu phóng xạ vùng biên giới định. Thiết bị hoạt động áp suất tự cần ý có định mức đặc biệt, hoạt động với vật liệu phóng xạ. Các trình công nghệ, diễn gần vùng điều khiển, kèm theo tỏa nhiệt bổ sung tăng áp suất dạng nổ, tạo nguồn nguy hiểm bổ sung cần có, mặt, nghiên cứu bổ sung trình biên (giới hạn) điều kiện rơi vào vùng đó, mặt khác – biện pháp ngăn ngừa tượng làm giảm đến tối thiểu hậu chúng (xem bảng 1.1, ký hiệu B). Nguy hiểm cháy nổ ngụ ý khả cháy nói chung sở đó, mà vụ hỏa hoạn dẫn đến phá hủy rào cản đường lan truyền sản phẩm phóng xạ (xem bảng 1.1, ký hiệu П). Tính dễ bị tổn thương tác động bên ngoài. Chúng ta coi hoạt động địa chấn điểm đặc biệt mặt địa chất (C Г), tượng khí tượng (M), kể bão lốc, mưa tuyết nhiều,… tác động người gây (ЧД), có máy bay rơi, vụ nổ sở sản xuất lân cận, phá hoại,…thuộc tác động từ bên có khả dẫn đến phá hủy rào cản đường phát thải chất phóng xạ. Tính dễ bị tổn thương sai lầm nhân viên. Chúng ta bị hạn chế đánh giá có tính giám định định tính tiêu phức tạp đưa tiêu chí yếu, trung bình, mạnh, lần ngụ ý sai sót hành động nhân viên, có khả dẫn đến cố kèm theo hậu nặng nề. Diện tích nhiễm bẩn cố đặc trưng cho quy mô hậu có cố môi trường xung quanh định cần thiết quy mô thực kế hoạch bảo vệ cư dân. Chương CÁC CẤU THÀNH CƠ BẢN CỦA VẤN ĐỀ AN TOÀN NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN 2.1. Các khái niệm chủ quan khách quan “an toàn” Cái coi nguy hiểm không nguy hiểm – câu hỏi vô tích sự. Nó sắc thái khoa học kỹ thuật mà có sắc thái triết học. Các yếu tố khách quan cho phép xác nhận cách đơn nghĩa đầy đủ ưu thiết bị so với thiết bị khác, theo quan điểm an toàn. Ví dụ, Nhà máy điện hạt nhân, thiết bị có chất lượng, có hệ thống an toàn phân nhánh nhân đôi, nhân viên chuyên nghiệp,… Cách tiếp cận chủ quan cá nhân đánh giá an toàn sở sở khác liên quan đến cách tiếp cận thống đảm bảo an toàn. Những kiện Hiroshima, Chécnôbưn định lưu dấu nhận thức người, trình độ học vấn có ảnh hưởng đến tiếp nhận hay không tiếp nhận lời tuyên bố nhà bác học mức độ nguy hiểm thấp sở so với yếu tố khác. Các yếu tố lợi ích xã hội từ việc xây dựng sở khu vực (mà không ý đặc biệt đến vấn đề an toàn) chọn làm giải pháp thay thế. Cách tiếp cận thịnh hành tiến tới việc định giá độ an toàn, mức độ hướng vào giải vấn đề này, chưa toàn diện. 2.2. Các định nghĩa có khái niệm “an toàn nhà máy điện hạt nhân” Điều mong muốn tự nhiên người định nghĩa khái niệm “an toàn”, nói chung “an toàn nhà máy điện hạt nhân”, nói riêng. Tác giả giữ cho ý kiến rằng, nguyên tắc có định nghĩa nhất, bao hàm mặt, không cần thiết làm rõ định nghĩa tốt hơn. Khái niệm đa diện đa phương bao nhiêu, đánh giá việc kết hợp chừng yếu tố khác nhau, cố gắng quy định nghĩa chung, ví dụ tài liệu IAEA [2]: “Cơ sở hạt nhân coi an toàn, cư dân chịu rủi ro mức”, giả thái cực khác, vốn tồn giới chuyên môn Nga: “Cở sở hạt nhân coi an toàn, thỏa mãn nguyên tắc định mức hành”. Trong xuất phát từ văn pháp quy khác tùy thuộc vào việc, điều viết điều lấy từ đâu. Về điều tiếp tục nói đến, muốn hướng quan tâm đến tính cấp thiết cách tiếp cận có trí tuệ vấn đề. 10 Trên thực tế có tách pha chất lỏng nước. Hơi nước tích tụ điểm phía vòng sơ cấp, nước phần phía dưới. Quá trình tuần hoàn tự nhiên chất tải nhiệt vòng sơ cấp bị ngừng lại ngừng trình dẫn thoát nhiệt khỏi vùng hoạt lò phản ứng, tỏa nhiệt dư cỡ hàng chục MW, đến bình sinh hơi. Do ảnh hưởng trình tỏa nhiệt vùng hoạt, nước tiếp tục sôi; ngừng bù nên mực nước vỏ lò phản ứng thấp dần, điều dẫn đến hở trần vùng hoạt. Quá trình làm nguội nhiên liệu ngày hiệu quả. Nhiệt độ vỏ bọc nhiên liệu tăng lên nhanh chóng, bắt đầu đạt đến 8500C. Ở nhiệt độ này, zirconi có phản ứng hóa học với nước tạo zirconi oxit kèm theo tỏa nhiệt, trình nhanh hơn. Khi đạt đến nhiệt độ nóng chảy vỏ bọc nhiên liệu bắt đầu thoát mạnh sản phẩm phân hạch từ nhiên liệu vào chất tải nhiệt vòng sơ cấp, qua chất tải nhiệt vào khu bảo vệ kín. Các nhân viên vận hành đóng số máy bơm tuần hoàn chính, máy bơm bắt đầu cấp nước làm nguội qua bình sinh đến nhiên liệu nóng, điều gây vỡ vụn phần nhiên liệu vốn nằm mực nước, vỏ lò phản ứng. Khoảng h 12 phút sau bắt đầu cố, áp suất vòng sơ cấp tăng lên cách nguy hiểm nước sôi tức thời tiếp xúc với nhiên liệu. Các nhân viên vận hành lại mở van chặn xả nước từ thiết bị điều áp, mà mở, cho thoát nước phóng xạ cao hơn. Người ta cô lập khu bảo vệ kín, điều chấm dứt trình di chuyển phóng xạ từ thiết bị tiêu nước vào tòa nhà chuyên môn. Từ thời điểm xuất cố qua h 20 phút. Để loại bỏ khỏi vòng sơ cấp phần lớn hydro sản phẩm phân hạch dạng khí không ngựng tụ được, vốn gây cản trở việc bơm đầy vòng sơ cấp, đỏi hỏi thêm 12 h. Điều làm nhờ mở đóng theo thứ tự hệ thống van bảo hiểm thiết bị điều áp, khởi động hệ thống bù khẩn cấp máy bơm tuần hoàn chính. Khoảng h 50 phút sau bắt đầu cố, vụ nổ cục (khoảng 320 kg hydro) gây đỉnh áp suất gần bar khu bảo vệ kín, không gây hư hại đặc biệt. Vào thứ tư, ngày 28 tháng năm 1979, khoảng tám tối, cố dường khắc phục, suốt số ngày sau, nhà máy lo ngại vụ nổ hydro vỏ lò phản ứng. 107 Mức độ hư hại nhiên liệu dường lớn nhiều so với mức hư hại tính trước thiết kế trường hợp cố nặng nhất, cụ thể là, cố chất tải nhiệt vòng sơ cấp đứt vỡ đột ngột đường ống kèm theo chảy chất tải nhiệt từ hai phía. Hình 17.2. Trạng thái cuối vùng hoạt tổ máy số NMĐHN Three Mile Island Những hậu cố xác vùng hoạt xác định vào năm 1985, nghĩa năm sau, phần cấu trúc bên vỏ lò vỏ lò đưa máy quay truyền hình vào: nóng chảy 45 % nhiên liệu với vật liệu vỏ bọc nhiên liệu cấu bên vỏ lò – tổng cộng 62 tấn, tạo gọi “lớp đệm” (hình 17.2). 108 Một phần lớp đệm (khoảng 20 tấn), hình thành phần nhiên liệu, xuyên mở đường BNL biên ngăn vùng hoạt và, sau chảy lỏng, chảy xuống đáy vỏ lò mà, may, không làm chảy vỏ lò. Mặc dù nóng chảy nhiên liệu di chuyển phóng xạ vào khu bảo vệ kín, hậu phóng xạ trực tiếp môi trường xung quanh dường không đáng kể. Lớp bảo vệ hoàn thành cách hoàn hảo vai trò mình. Chỉ có việc bơm chuyển nước từ thiết bị tiêu nước dẫn đến phát thải phóng xạ, hạn chế theo thời gian. Việc phát thải đánh giá không đáng kể, hậu chúng hạn chế. Người sống gần sở này, hướng gió, bị chiếu xạ mức mSv, nghĩa là, khoảng liều hàng năm chiếu xạ tự nhiên. Các học rút từ cố nhà máy TMI: Dường xuất cố nặng nhiều so với cố kèm theo chất tải nhiệt vòng sơ cấp đứt hẳn đường ống đường kính cực đại, vốn chọn làm cố thiết kế cực đại. Các cố hỏng hóc nhỏ nhiều sai lầm người. Điều không gây nghi ngờ chất lượng chung thiết kế sở lượng. Nguyên tắc bảo vệ theo chiều sâu, vốn đòi hỏi nghiên cứu cố nặng, dẫn đến cần thiết có hệ thống cô lập đáng tin cậy. Trong trường hợp này, lớp bảo vệ thực tế hoàn toàn đảm bảo việc bảo vệ cư dân, nhân viên nhà máy . Con người khâu quan trọng việc đảm bảo an toàn. Nảy sinh câu hỏi sau đây: Làm để tránh việc nóng chảy vùng hoạt, vốn xảy theo kịch không nghiên cứu trước? Làm tốt để chẩn bị đối phó với tình khủng hoảng? Làm để giữ gìn lớp bảo vệ, vốn cấu thành rào cản cuối cùng? Bằng cách tốt để làm rõ kịch vốn tiền thân cố nặng, để áp dụng cách kịp thời biện pháp hiệu chỉnh cần thiết? 17.2. Sự cố NMĐHN Chécnôbưn NMĐHN Chécnôbưn nằm gần biên giới phía bắc Ucraina, cách Kiev 100 km phía bắc, không xa thành phố xây dựng Priat, cán công nhân viên nhà máy sống thành phố đó. 109 Không xa, khoảng 10 – 15 km phía bắc biên giới với Belarux; khoảng 150 km phía đông nam – biên giới với Nga. Lò phản ứng Chécnôbưn – lò phản ứng nơtron nhiệt với chất làm chậm grafit. Nhiên liệu urani dioxit làm giàu %, vỏ bọc nhiên liệu chế tạo từ hợp kim zirconi-niobi, làm nguội nước nhẹ, sôi, tuần hoàn từ lên kênh công nghệ hợp kim zirconi-niobi (hình 17.3). Điều khiển công suất độ phản ứng đảm bảo gần 200 hấp thụ bố trí toàn vùng hoạt, kênh công nghệ tách riêng đặc biệt kết cấu nhau. Các dẫn động cấu nằm bên vùng hoạt, bên bảo vệ - gian xưởng lò. Chúng cấu tạo từ vòng bor carbit phần đoạn nối grafit, dài 4,5 m. Lúc đầu, đưa hấp thụ từ vị trí biên vào, nghĩa việc dịch chuyển chúng vào, gây vùng dòng nơtron cao thay nước grafit, điều đặc trưng tượng đưa độ phản ứng dương âm vào. Hiệu ứng quan sát thấy NMĐHN Ignalin, thông tin chưa truyền đạt đến nhà máy khác vận hành lò phản ứng dạng РБМК. 110 Hình 17.3. Sơ đồ giản lược tổ máy РБМК-1000 Việc đưa vào kéo khỏi vùng hoạt lò phản ứng thực nhờ động cơ. Tốc độ chuyển động khoảng 0,4 m/s. Như vậy, để nhúng toàn từ vị trí cao cần 18 – 20 s. Cũng giống nhà máy phương tây, xác định đặc tính thiết kế hệ thống làm nguội khẩn cấp lò phản ứng, giả định đứt vỡ đường ống đường kính cực đại, loại trừ hư hại bể chứa lớn nhất, máy phân ly-tang trống. Lưu ý rằng, lò phản ứng dạng vỏ lò chịu áp suất, mà có kênh công nghệ riêng. Sự tốn công độ phức tạp trình kiểm tra mức chất tải nhiệt máy phân ly-tang trống, kiểm tra phân bố công suất nhược điểm. Điểm cuối đòi hỏi nhận xét đặc biệt. 111 Vùng hoạt lò phản ứng dạng РБМК có kích thước lớn: đường kính 11,8 m chiều cao m. Trong vùng hoạt kích thước vậy, tác động xenon, dao động công suất dọc trục hướng tâm dễ phát triển. Việc dập tắt dao động đòi hỏi lượng lớn thiết bị đo đạc-kiểm tra tham gia lượng lớn điều chỉnh. Độ nhạy cảm biến nằm vùng hoạt cho phép nhận thông tin chi tiết phân bố cục công suất công suất vượt 10 % giá trị định mức. Trước thời điểm có thông tin chung đến được, thông tin cung cấp nhờ cảm biến nằm tầm chiều cao vùng hoạt, bên vùng hoạt. Khi gia nhiệt, tỷ trọng chất tải nhiệt giảm xuống, giảm khả hấp thụ. Hơn nữa, sôi phần chất tải nhiệt áp suất 70 bar, tỷ trọng giảm 20 lần, điều làm tăng dòng nơtron. Công suất lò phản ứng tăng lên, tăng thêm hiệu ứng. Như vậy, hệ số độ phản ứng, vốn có liên quan đến nhiệt độ nước (hệ số độ phản ứng theo nhiệt độ) dương số vùng hoạt động cụm thiết bị lò phản ứng, hệ số theo nước độ phản ứng dương, thường gọi “hệ số tỷ trọng”, tượng gọi vậy. Hiệu ứng dung hòa khoảng định hiệu ứng khác và, đơn cử, hiệu ứng nhiệt độ nhiên liệu. Hiệu ứng hiệu ứng âm giá trị công suất, nhờ hiệu ứng Dopler hiệu ứng tăng lên tăng công suất. Kết cục, hiệu ứng tổng độ phản ứng âm công suất lớn dương công suất nhỏ 700 MW (nhiệt). Khi dương hơn, nhiều điều chỉnh kéo khỏi vùng hoạt. Cuối cùng, sơ đồ thủy nhiệt cần lưu ý rằng, lưu lượng khối chất tải nhiệt thực tế tỷ lệ với công suất, nên lượng tăng công suất cho mức tăng khối lượng nước lớn hơn, mức công suất ban đầu nhỏ hơn. Tập hợp số liệu vật lý cần tìm cách thể thành văn Quy trình thao tác công nghệ vận hành lò phản ứng РБМК dạng yêu cầu sau đây: không cho phép thiết bị phát công suất 700 MW (nhiệt) hoạt động lâu dài; mâu thuẫn với điều nói rõ trước tiên. Yêu cầu chưa ghi nhận văn đó; điều kiện vận hành bình thường, dự trữ vận hành độ phản ứng cần đảm bảo nhờ nhúng thường xuyên tương đương không 30 điều chỉnh. Yêu cầu thứ hai đưa vào Quy trình thao tác công nghệ. Tuy nhiên tiếp nhận không giống quy tắc cần thiết an toàn chung tổ máy, mà phương tiện 112 kiểm soát phân bố công suất. Cũng cần lưu ý rằng, có mặt thường xuyên điều chỉnh nhúng ngăn cản hiệu ứng đưa vào độ phản ứng dương giai đoạn đầu trình nhúng khác. Để tiến hành việc sửa chữa, vốn thực vận hành, ngày 25 tháng năm 1986 có kế hoạch dừng lò phản ứng. Ngay trước dừng lò cần phải tiến hành thử nghiệm đặc biệt để kiểm tra khả cấp điện cho hệ thống làm mát khẩn cấp lò phản ứng từ máy phát tuabin hoạt động chế độ chạy theo quán tính thời gian nguồn cấp điện bên tổ máy. Nguồn cấp điện cần thiết lúc máy phát diezen chưa kịp khởi động đấu vào mạng cấp tin cậy. Thử nghiệm cần tiến hành công suất ban đầu từ 700 đến 1000 MW (nhiệt). Ngày 25 tháng bắt đầu giảm công suất. Vào lúc 13 h, lò phản ứng chuyển sang nửa công suất, nghĩa 1600 MW (nhiệt), số máy phát tuabin ngắt. Chương trình thử nghiệm tiếp tục không hiểu lý mà hệ thống dự phòng làm mát lò phản ứng bị ngắt. Lúc đó, nhân viên điều phối hệ thống lượng yêu cầu để nhà máy ngừng giảm công suất tiếp tục cung cấp cho lưới điện công suất 500 MW (điện). Như vậy, lò phản ứng tiếp tục hoạt động phát nửa công suất khoảng h. Trong khoảng thời gian đó, nhiễm độc xenon vùng hoạt kịp tăng đến giá trị cực đại nó. Để điều hòa hiệu ứng này, điều chỉnh từ từ kéo khỏi vùng hoạt. Do hệ thống điều chỉnh tự động, việc nhiễm độc xenon vùng hoạt lại tăng lên. Quá trình hình thành nước vùng hoạt không đáng kể. Lại cần kéo thêm điều chỉnh để mong tăng công suất, vào khoảng h đêm ngày 26 tháng công suất ổn định mức 200 MW (nhiệt). Lúc h 23 phút, van chặn máy phát tuabin đóng, lò phản ứng tiếp tục hoạt động. Các máy bơm tuần hoàn, mà nguồn cấp điện cho máy phát tuabin chạy theo quán tính, chạy chậm hơn, lưu lượng giảm sút, nước gia nhiệt đến mức bốc hơi. Hiệu ứng tỷ trọng làm tăng độ phản ứng. Công suất vùng hoạt tăng lên, làm tăng lượng nước hình thành. Bắt đầu phát triển tình chuyển lò phản ứng vào trạng thái tới hạn. Lúc h 23 phút 40 s, trưởng ca lệnh nhanh chóng nhúng điều chỉnh xuống tay, kết lại ngược lại: phần điều chỉnh, vốn không chứa chất hấp thụ nhúng xuống vùng hoạt trước tiên, đẩy nước có 113 kênh công nghệ ra. Điều làm tăng độ phản ứng đáng kể. Vì vậy, việc nhúng điều chỉnh vào, ngược lại, lại làm tăng đột ngột công suất hiệu ứng rỗng. Các tính toán cho thấy, công suất tức thời lò phản ứng tăng lên 100 lần s. Sau lò phản ứng tự dừng độ phản ứng âm, nhiên liệu gia nhiệt nhờ hiệu ứng Dopler, phần nhiên liệu bị phá hủy. Công suất tăng đột ngột gây tỏa nhiệt mạnh viên nhiên liệu, viên bị vỡ bắn urani oxit. Tương tác nhanh nhiên liệu nước dẫn đến giải phóng thêm lượng. Kết có nổ, gây vỡ số kênh; phía – nắp lò phản ứng (2000 tấn) – bị nâng lên, phá hủy kênh công nghệ đường ống nằm ngang dẫn nước vào ống góp, làm méo mó điều chỉnh. Chẳng có vụ nổ thứ hai, có thể, nổ hydro, hình thành phản ứng nước với zirconi vỏ bọc nhiên liệu kênh, trộn với không khí sau vùng hoạt bị hở. Nguyên nhân khác hiệu ứng độ phản ứng sôi toàn nước giảm áp suất đột ngột vỡ kênh công nghệ – từ 70 bar xuống áp suất khí quyển. Các kết cấu phần xưởng lò bị phá hủy. Không lớp bảo vệ thiết kế cách bình thường chống lại vụ nổ vậy. Nước nhanh chóng chảy vào vùng hoạt để làm nguội phòng ngừa grafit bốc cháy, cố gắng không thành công tốt đẹp. Một phần vùng hoạt bị sập. Các mảnh vỡ nhiên liệu grafit bắn xuống bê tông phía dưới. Xói mòn bê tông dày 1,8 m đến mức 1m. Để dập lửa ngăn phát thải sản phẩm phóng xạ, cát, bor, đất sét, dolomit, chì thả xuống lò phản ứng từ máy bay trực thăng. Như vậy, từ 27 tháng đến 10 tháng thả xuống 5000 vật liệu khác với hy vọng lấp dần lò phản ứng để chấm dứt xâm nhập không khí làm cháy grafit phát thải sản phẩm phân hạch. Lúc đầu dường cô lập phần vùng hoạt, việc dẫn thoát công suất dư dường không đủ, dập cháy grafit không thành công. Nhiệt độ lại tăng lên từ đến tháng bắt đầu tăng thoát sản phẩm phân hạch. Một phần vật liệu thả xuống lẫn với urani nóng chảy, tạo thành giống dung nham, phần chảy theo đường ống vào bể-sủi bọt. Từ tháng 5, để làm nguội lớp đệm đế lò phản ứng, bắt đầu đưa nitơ nén vào phần bê tông. Sau lắp đặt thiết bị trao đổi nhiệt vùng này. 114 Cuối cùng, thực việc cách ly tổ máy “lớp phủ” bê tông. Tuy nhiên, khó khăn liên quan với việc xây dựng “quan tài” làm giảm độ kín độ bền theo thời gian từ năm 1990 nghiên cứu khả chồng lên lớp phủ bảo hiểm thứ hai. Năm 1995, giải pháp tạm thời bắt đầu công việc phủ bảo vệ bên để tránh ngấm nước mưa. Theo đánh giá ban đầu, phát thải: toàn khí (6,5.106 TBq, nghĩa 200 MCi); 50 – 60 % iốt 131 (1,5 – 1,9.106 TBq, nghĩa 40 – 50 MCi) 20 – 40 % cesi 137 (85.103 TBq, nghĩa MCi); – % sản phẩm phân hạch khác, nhà máy điện hạt nhântinit nhiên liệu nằm vùng hoạt (7.103 TBq, nghĩa 0,2 MCi). Động học phát thải phóng xạ theo thời gian trình bày hình 17.4. Hình 17.4. Phát thải phóng xạ không tính khí Các nguyên nhân cố học Theo số liệu ban đầu, tội lỗi đổ lên đầu nhân viên vận hành, dựa vào việc họ không tuân thủ quy tắc vận hành. Như ngày làm rõ, quy tắc nói chung không tồn không rõ ràng không hiểu nguyên nhân thực thảm họa khiếm khuyết thiết kế, nghèo nàn nghiên cứu phân tích an toàn nhược điểm từ mà Quy trình vận hành công nghệ đào tạo chuyên môn cho nhân viên. Chắc nhân viên vận hành thao tác mà không tính đến hậu có. Đồng thời, rõ ràng thao tác ngoại lệ cấp lãnh đạo nhà máy đại diện thường trực quan điều tiết cho phép. (Lưu ý rằng, 115 Ủy ban giám sát nguyên tử Nhà nước Nga vào đầu năm 1986 triển khai công tác phương pháp hoạt động) Tuy nhiên, ngoại trừ sai lầm vận hành kể cần nhấn mạnh đến khiếm khuyết thiết kế đặc trưng cho dạng lò phản ứng này: tính không ổn định vùng hoạt công suất thấp, hệ số tỷ trọng dương nước làm nguội; thiếu hệ thống bảo vệ khẩn cấp lò phản ứng, tác động thực nhanh không kéo theo tượng bất lợi giai đoạn bắt đầu khởi động; mức độ tự động hóa không đủ phương tiện bảo vệ, vốn trao nhiều khả ngắt hệ thống. Trong thời kỳ thiết kế đầu tiên, dường niềm tin đặt vào nhân viên vận hành lớn niềm tin đặt vào hệ thống tự động (độ tin cậy chúng bị nghi ngờ). Để kết luận chương cố lớn nhất, đề nghị người đọc tự phân tích, có hỏng hóc thiết bị sai lầm nhân viên diễn cố xem xét liên hệ điều với quan điểm an toàn chủ yếu giới thiệu sách này. LỜI KẾT Một lần muốn nhắc lại nhiệm vụ chủ yếu khóa học – cố gắng cung cấp khái niệm an toàn nhà máy điện hạt nhân bản. Do hạn chế nội dung thời gian lên lớp, tác giả khả đưa vào nhiều vấn đề chi tiết theo tác giả hay. Nhưng có lẽ không cần thiết, vấn đề thuộc quan tâm riêng, người đọc tìm thấy tài liệu chuyên ngành. Đối với người muốn làm quen với lĩnh vực hấp dẫn quan trọng này, tác giả hy vọng, đủ. 116 Tài liệu tham khảo 1. Ковалевич О.М. Состояние и возможные подходы к нормированию безопасности предприятий ядерного топливого цикла. М.: Атомная энергия. Апрель 1994.Т. 76. Вып. 4. 264 с. 2. Своды положений и руководства программы МАГАТЭ «Стандарты по ядерной безопасности» (Nuclear Safty Standarts, Nus). Вена. МАГАТЬ. 1979 – 1985. 3. Закон Российской Федерации «Об использовании атомной энергии». М.: Издательство Гасударственной Думы РФ, 1996. 4. Закон Российской Федерации «О радиационной безопасности населения». М.: Издательство Гасударственной Думы ПФ, 1995. 5. Общие положения обеспечения безопасности атомных станции (ОПБ-88/97). М.: Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia России, 1998. 6. Ковалевич О.М. Концепция формирования требований к обеспечению качества объектов использования атомной энергии. М.: Атомная энергия (в печати). 7. Культура безопасности. Вена. МАГАТЭ N 75. UHSAG-4. 8. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РХ АЦ-89. Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia России, 1990. 9. Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности. Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia России, 1993. 10. Основные положения по сварке и наплавке узлов и конструкий атомных электростанций, опытных и исследовательских реакторов и установок. Энергоатомиздат, 1984. 11. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Госатомэнергонадзор СССР, 1990. 12. Правила контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструций атомных электростанций, опытных и исследовательских реакторов и установок. М.: Энергоатомиздат, 1984. 13. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989. 14. Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами. Вена. МАГАТЭ. 1998. 15. Закон Российской Федерации «О радиационной безопасности населения». Издательство Государственной Думы ПФ, 1995. 16. Нормы радиационной безопасности (НБР-96). Госкомсанэпиднадзор России, 1996. 17. Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС (СП АЭС-88/93). 1993. 18. Ковалевич О.М., Шашков М.Г., Исаев А.М. Методика расчета индивидуальной дозы облучения населения от газообразных выбросов с атомной станции. Препринт. М.: ИАЭ. 1982. N 3587/3. 117 19. Расмуссен. Вероятное облучение безопасности ядерных реакторов. Вашинтон. NRS USA, WASH-1400. 20. Ковалевич О.М. Вероятностный анализ безопасности атомных станций // Информационный бюллетень Госпроматомнадзор СССР. М., 1990. 21. Бахметьев А.М., Самойлов О.Б., Усынин Г.Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ. Энергоатомиздат, 1998. 22. Либман.Ж. О ядерной безопасности. Париж. IPSN. 1997. 118 MỤC LỤC Trang LỜI NÓI ĐẦU PHẦN MỞ ĐẦU Chương 1. CÁC VẤN ĐỀ ĐẢM BẢO AN TOÀN CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN Chương 2. CÁC CẤU THÀNH CƠ BẢN CỦA VẤN ĐỀ AN Toàn nhà máy điện hạt nhân 2.1. Các khái niệm chủ quan khách quan “an toàn” 2.2. Các định nghĩa có khái niệm “an toàn nhà máy điện hạt nhân” 2.3. Những bên tham gia trình sử dụng lượng hạt nhân 2.4. Các cấu thành vấn đề an toàn nhà máy điện hạt nhân Chương 3. HỆ THỐNG ĐIỀU KHIỂN VÀ ĐIỀU CHỈNH ĐỘ AN TOÀN SỬ DỤNG NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ 3.1. Nền tảng pháp lý vai trò phủ 3.2. Các quan điều hành sử dụng lượng hạt nhân cấp nhà nước 3.3. Tổ chức vận hành 3.4. Tổ chức điều tiết Chương 4. ĐẢM BẢO CHẤT LƯỢNG VÀ VĂN HÓA AN TOÀN 4.2. Hệ thống chung đảm bảo chất lượng ngành lượng nguyên tử 4.3. Khái niệm ‘văn hóa an toàn” 4.4. Các số văn hóa an toàn Chương 5. HỆ THỐNG CÁC VĂN BẢN ĐỊNH MỨC Ở NGA TRONG LĨNH VỰC SỬ DỤNG NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ 5.1. Cấu trúc hệ thống văn định mức pháp lý 119 5.2. Các luật liên bang 5.3. Các văn kiện định mức pháp lý Tổng thống Chính phủ Liên bang Nga 5.4. Các định mức quy tắc cấp liên bang lĩnh vực sử dụng lượng hạt nhân 5.6. Các tiêu chuẩn, định mức quy tắc xây dựng, văn định mức quan điều hành việc sử dụng lượng nguyên tử cấp nhà nước Chương 6. NGUYÊN TẮC BẢO VỆ THEO CHIỀU SÂU 6.1. Các rào cản thực thể đường phát thải sản phẩm phóng xạ 6.2. Nguyên tắc bảo vệ theo chiều sâu 6.3. Các cấp độ bảo vệ theo chiều sâu Chương 7. CÁCH TIẾP CẬN TẤT ĐỊNH ĐẢM BẢO AN Toàn nhà máy điện hạt nhân 7.1. Những vấn đề chung 7.2. Những định nghĩa chủ yếu khuôn khổ phương pháp tiếp cận tất định 7.3. Những tiêu chuẩn nguyên tắc đảm bảo an toàn nhà máy điện hạt nhân 7.4. Phân loại hệ thống phận Nhà máy điện hạt nhân Chương 8. CHỌN MẶT BẰNG Nhà máy điện hạt nhân 8.1. Khái niệm mặt Nhà máy điện hạt nhân yếu tố liên quan với mặt 8.2. Những tiêu chuẩn chung lựa chọn mặt Nhà máy điện hạt nhân 8.3. Các yếu tố tính đến chọn mặt Nhà máy điện hạt nhân 8.4. Ảnh hưởng có Nhà máy điện hạt nhân đến địa phận xung quanh 8.5. Các thông số tác động đến Nhà máy điện hạt nhân trường hợp rơi máy bay Chương 9. THIẾT KẾ Nhà máy điện hạt nhân 9.1. Các yêu cầu chung 120 9.2. Các yêu cầu vùng hoạt 9.3. Các yêu cầu vòng sơ cấp 9.4. Các yêu cầu hệ thống điều khiển trình công nghệ 9.5. Các hệ thống bảo vệ an toàn 9.7. Các hệ thống an toàn có tính đảm bảo Chương 10. CHẾ TẠO THIẾT BỊ VÀ XÂY DỰNG Nhà máy điện hạt nhân 10.1. Cách tiếp cận chung 10.2. Phân loại thiết bị làm việc áp suất 10.3. Các yêu cầu thiết kế vật liệu 10.4. Thử nghiệm độ bền độ kín 10.5. Kiểm tra tình trạng kim loại Chương 11. ĐƯA VÀO VẬN HÀNH, VẬN HÀNH VÀ THÁO DỠ 11.1. Đưa vào vận hành 11.2. Vận hành 11.3. Tháo dỡ sở lượng Chương 12. ĐIỀU KHIỂN CÁC SỰ CỐ Chương 13. QUẢN LÝ VÀ LƯU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY VÀ PHẾ THẢI PHÓNG XẠ 13.1. Vấn đề lưu giữ nhiên liệu cháy 13.2. Các vấn đề quản lý phế thải phóng xạ 13.3. Các vấn đề an toàn điều tiết quốc tế Chương 14. CÁC QUY PHẠM VÀ QUY TẮC AN TOÀN PHÓNG XẠ 14.1. Bộ luật an toàn phóng xạ cư dân 14.2. Các nguyên tắc biện pháp đảm bảo an toàn phóng xạ 14.3. Các quy phạm an toàn phóng xạ vận hành bình thường Nhà máy điện hạt nhân 14.4. Các yêu cầu hạn chế chiếu xạ cư dân điều kiện cố phóng xạ 121 14.5. Các tiêu chí đảm bảo an toàn phóng xạ cho Nhà máy điện hạt nhân Chương 15. PHÁT THẢI VÀ LAN TRUYỀN CÁC SẢN PHẨM PHÓNG XẠ 15.1. Khối lượng, thành phần tính chất sản phẩm phóng xạ lò phản ứng 15.2. Sự lan truyền sản phẩm phóng xạ qua rào cản 15.3. Sự lan truyền sản phẩm phóng xạ vào khí 15.4. Tác động phóng xạ lên người đám mây phóng xạ bay qua Chương 16. PHÂN TÍCH XÁC SUẤT ĐỘ AN TOÀN 16.1. Các mục đích đề xuất thực hóa việc sử dụng phép phân tích xác suất an toàn 16.2.1. Giả định lựa chọn sở phân tích biến cố khởi nguồn cố 16.2.2. Xác định dãy phát triển cố (xây dựng “cây biến cố”) 16.2.3. Phân tích độ tin cậy hệ thống an toàn (“cây hỏng hóc”) 16.3. Một số nguyên nhân đặc trưng hư hại vùng hoạt xác suất tương ứng Chương 17. PHÂN TÍCH NHỮNG SỰ CỐ LỚN NHẤT Ở Nhà máy điện hạt nhân 17.1. Sự cố TMI (Three Mile Island) 17.2. Sự cố NMĐHN Chécnôbưn LỜI KẾT Tài liệu tham khảo 122 [...]... vấn đề quan trọng nhất trong việc đảm bảo an toàn Trong bộ luật về sử dụng năng lượng hạt nhân [3] vẫn còn khái niệm an toàn kỹ thuật” nhưng nó được gắn vào Ủy ban Giám sát công nghiệp nguyên tử quốc gia, mặc dù được áp dụng chủ yếu cho các thiết bị bậc hai vốn không ảnh hưởng đáng kể đến an toàn (cầu trục, thang máy, cấp nhiệt,…) Ngày nay việc kiểm so t an toàn phóng xạ do Ủy ban Giám sát an toàn... những vấn đề về đảm bảo an toàn cơ sở sản xuất ПТЦ với cách tiếp cận tương tự như đối với Nhà máy điện hạt nhân Đồng thời với khái niệm an toàn hạt nhân và an toàn phóng xạ, tồn tại khái niệm an toàn kỹ thuật” Từ cuối những năm 70 nó bao gồm chế tạo có chất lượng các thiết bị cho Nhà máy điện hạt nhân Việc kiểm so t nó trong thời gian chế tạo và vận hành, trước hết là kiểm so t các thiết bị hoạt động... dưới áp suất, được trao cho Ủy ban Giám sát kỹ thuật quốc gia CCCP Sau khi thành lập Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia Liên Xô (sau này là Ủy ban Giám sát công nghiệp nguyên tử quốc gia, Nga), mọi vấn đề về kiểm so t chất lượng chế tạo và hoạt động của thiết bị đều chuyển sang cơ quan này Kết quả là, những định nghĩa đó, như nằm ở vạch giới giữa các chức năng của hai cơ quan quản lý nhà nước, đã không... xử lý nhiên liệu đã qua bức xạ,…) các dạng khác nhau Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia (Госатомнадзор) thuộc Bộ Chế tạo máy Hạng trung (Минсредмаш) trước đây, đã chuyên hoạt động về các vấn đề ngăn ngừa sự cố hạt nhân coi mất an toàn hạt nhân là mất kiểm so t độ tới hạn Song song với việc đó, Bộ Chế tạo máy Hạng trung của CCCP (Nga) dưới ngọn cờ an toàn phóng xạ đã tiến hành các nghiên cứu tác động của... pháp lý và các nguyên tắc điều chỉnh các mối quan hệ xuất hiện khi sử dụng năng lượng hạt nhân; quyền hạn của Tổng thống Liên bang Nga, của các cơ quan cao cấp của các nhà đương cục dân cử, lập pháp và hành pháp của chính quyền Liên bang Nga và các chủ thể Liên bang, các cơ quan điều hành sử dụng năng lượng hạt nhân cấp nhà nước, các cơ quan điều tiết an toàn cấp nhà nước, quy chế pháp lý của các tổ... (cấp phép) của các cơ quan điều tiết an toàn cấp nhà nước Danh mục các dạng hoạt động trong lĩnh vực sử dụng năng lượng hạt nhân được cấp phép; trình tự cấp phép và thu hồi giấy phép được chính phủ Liên bang Nga quy định 23 Bộ luật liên bang “Về an toàn phóng xạ cư dân” quy định: nguyên lý đảm bảo an toàn phóng xạ cư dân với mục đích bảo vệ sức khỏe cư dân; các nguyên tắc đảm bảo an toàn phóng xạ; các... như an toàn hạt nhân”, an toàn phóng xạ”, an toàn kỹ thuật”, những cố gắng của các cơ quan quản lý nhà nước gán cho chúng những ranh giới chính thức, những lý giải khác nhau cho các thuật ngữ đó trong tiếng Nga và tiếng Anh – tất cả các việc đó đều dẫn đến một điều, mà ngày nay có thể là minh chứng của các cuộc bàn luận trong cộng đồng các nhà chuyên môn thuộc các thế hệ khác nhau, của các cơ quan... Khai khoáng Quốc gia – an toàn kỹ thuật.* _ * Theo ghi chú trang 13, lĩnh vực hoạt động của Giám sát Kỹ thuật Khai khoáng Quốc gia ở Nhà máy điện hạt nhân co hẹp lại nhiều và liên quan đến cái gọi là an toàn “công nghiêp” trong phạm vi NMĐHN 17 Chương 4 ĐẢM BẢO CHẤT LƯỢNG VÀ VĂN HÓA AN TOÀN 4.1 Công tác đảm bảo chất lượng Nên nhớ rằng đảm bảo chất lượng, cũng như văn hóa an toàn là một trong... an toàn phóng xạ; các biện pháp đảm bảo an toàn phóng xạ; quyền hạn của Liên bang Nga và của các nhà đương cục liên bang trong lĩnh vực đảm bảo an toàn phóng xạ; hệ thống các cơ quan chính quyền hành pháp trong lĩnh vực đảm bảo an toàn phóng xạ; các định mức vệ sinh chủ yếu (giới hạn liều chiếu cho phép) của chiếu xạ, cũng như các yêu cầu chung đối với đảm bảo an toàn phóng xạ, kể cả các sự cố phóng... hoàn toàn trách nhiệm về an toàn của cơ sở sử dụng năng lượng hạt nhân, quyết định Các hoạt động dự định cần được Ủy ban Giám sát nguyên tử quốc gia Nga phê chuẩn 5.5 Các văn bản định mức của Ủy ban Giám sát nguyên tử quốc gia Nga Các văn bản định mức của Ủy ban Giám sát nguyên tử quốc gia Nga bao gồm các hướng dẫn về đảm bảo an toàn sử dụng năng lượng hạt nhân (các hướng dẫn về an toàn, РБ) và các văn . bị bậc hai vốn không ảnh hưởng đáng kể đến an toàn (cầu trục, thang máy, cấp nhiệt,…). Ngày nay việc kiểm so t an toàn phóng xạ do Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia Bộ Y tế thực hiện. Để phân. Ủy ban Giám sát kỹ thuật quốc gia CCCP. Sau khi thành lập Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia Liên Xô (sau này là Ủy ban Giám sát công nghiệp nguyên tử quốc gia, Nga), mọi vấn đề về kiểm so t. Quốc gia (Ủy ban Giám sát an toàn quốc gia) – an hạt nhân và phóng xạ (các khía cạnh kỹ thuật). 2. Bộ Y tế – an toàn phóng xạ (các khía cạnh vệ sinh-phòng bệnh). 3. Bộ Nội vụ – an toàn cháy