Работа рубин вероятностный анализ безопасности. Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ввэр швыряев юрий васильевич

ВАБ используют в течение срока службы станции в качестве источника исходной информации для процесса принятия решений. В течение срока эксплуатации атомной электростанции часто проводятся модификации конструкции или способов эксплуатации, как, например, изменения конфигурации станции во время обслуживания и испытаний. Эти модификации могут влиять на уровень риска от станции. В ходе эксплуатации станции появляются статистические данные по частотам исходных событий и вероятностям отказа компонентов. Так же могут появиться новая информация и более совершенные методы и средства анализа, которые могут изменить некоторые допущения, сделанные в анализе, и, следовательно, оценки риска, полученные в ВАБ .

Следовательно, ВАБ следует поддерживать обновляемым в течение всего срока службы станции, чтобы он был полезен в процессе принятия решений. При обновлении следует учитывать изменения в конструкции и эксплуатации станции, новую техническую информацию, более совершенные методы и средства анализа, которые становятся доступными, и новые данные, полученные из эксплуатации станции. Состояние ВАБ следует пересматривать регулярно, чтобы гарантировать, что он является представительной моделью станции.

ВАБ является ключевой частью процесса оценки проекта и анализа безопасности, поскольку он обеспечивает интегральную модель риска для станции в целом и позволяет последовательно оценивать как частоту, так и последствия возможных сценариев аварий. Однако в ВАБ имеются ограничения, которые необходимо понимать.

В частности, в ВАБ не следует видеть замену инженерным проектным оценкам и детерминистскому подходу к проектированию. Скорее ВАБ следует видеть как источник знаний об уровне риска происходящего от станции. Эти знания о риске следует использовать в процессе принятия решений для дополнения знаний, полученных из детерминистского анализа .

Имеются неопределенности в моделях и данных, используемых в ВАБ. Эта неопределенность относительно мала для вероятности отказа компонентов, полученной из большой статистической базы данных или из соответствующего опыта эксплуатации. Однако, она может быть много большей и даже неисчислимой во многих других случаях, включая следующие:

1. Частоты исходных событий и интенсивности отказов компонентов, для которых нет данных из опыта эксплуатации;
2. Частота и перемещения грунта, связанные с сильными землетрясениями;
3. Моделирование отказов по общей причине;
4. Моделирование ошибок персонала;
5. Моделирование явлений, возможных при тяжелых авариях;
6. Оценка внешних последствий выбросов радиоактивных веществ со станции.

Эту неопределенность необходимо осознавать при использовании результатов ВАБ в процессе принятия решений. Результаты ВАБ следует дополнять анализом неопределенности или, по крайней мере, исследованием чувствительности .

2.2.7 Вероятностные критерии безопасности

Если результаты ВАБ планируется использовать в поддержку процесса принятия решений, то для этого следует устанавливать формальную структуру. Детали этого процесса будут зависеть от цели конкретного применения ВАБ, природы решения и результатов ВАБ, намеченных к использованию. Если планируется использовать численные результаты ВАБ, то следует установить некие эталонные значения, с которыми эти результаты можно сравнивать.

Если целью ВАБ является выявление доминантных вкладчиков в риск или выбор между различными вариантами конструкции и конфигурации станции, то эталонное значение может не понадобиться .

Однако если целью ВАБ является оказание помощи в оценке того, приемлем ли рассчитанный риск, приемлемо ли предложенное изменение в конструкции или эксплуатации станции либо, необходимы ли изменения для снижения уровня риска, то следует разработать вероятностные критерии безопасности в качестве руководства для проектантов, служб эксплуатации и регулирующих органов в отношении желательного уровня безопасности станции. Эти критерии будут также служить для определения целей, которые должны будут достичь проектанты, службы эксплуатации и регулирующие органы, выполняя свои соответствующие роли в производстве безопасной ядерной энергии.

ВАБ дает количественные мерки риска на различных уровнях согласно уровню рассчитанных последствий. Вероятностные критерии безопасности могут быть поставлены в соотношение с любой из следующих мерок:

1. Вероятность отказа функций или систем безопасности (Уровень 0);
2. Частота повреждения активной зоны (Уровень 1);
3. Частота конкретного выброса (т.е. количество, изотопы) радиоактивных веществ со станции или частота в зависимости от его величины (Уровень 2);
4. Частота конкретных последствий для здоровья населения или последствий для окружающей среды (уровень 3).

Основываясь на опыте проектирования и эксплуатации атомных электростанций, было предложено численные значения, которые могут быть достигнуты в существующих и разрабатываемых проектах атомных станций.

Вероятностные цели устанавливаются на уровне функций или систем безопасности. Они полезны для проверки соответствия обеспеченного уровня избыточности и разнообразия. Такие цели будут зависеть от конкретной станции, поэтому здесь нет общего руководства. В оценке безопасности следует проверять достигнуты ли эти цели. Если нет, то проект может еще быть приемлемым при условии выполнения критериев более высокого уровня; однако особое внимание следует уделять системам безопасности, о которых идет речь, чтобы понять могут ли быть выполнены разумно осуществимые улучшения .

Частота повреждения активной зоны представляет собой наиболее общепринятую мерку риска, поскольку большая часть атомных электростанций подверглась, по меньшей мере, ВАБ уровня 1 и методология хорошо установилась. Во многих странах эти численные значения использованы формально либо неформально как вероятностные критерии безопасности .

Большой выброс радиоактивных веществ: большой выброс радиоактивных веществ, который может иметь тяжелые последствия для общества и может потребовать применения внешних противоаварийных мер, можно определить различными способами, включая следующие:

1. Как абсолютные значения (в Беккерелях) выброса наиболее значимых нуклидов;
2. Как доля содержимого активной зоны;
3. Как определенная доза наиболее облученного человека за пределами площадки;
4. Как выброс, дающий «неприемлемые последствия».

Хотя по поводу того, что составляет большой выброс, консенсуса нет, во многих странах определены похожие количественные критерии .

2.3 Распределение Пуассона

В реальных условиях эксплуатирования ядерных установок реализация опасных событий, может быть рассмотрена как исключительно редкое явление. Тогда, характер распределения таких событий будет соответствовать распределению Пуассона .

Во многих задачах практики приходится иметь дело со случайными величинами, распределенными по своеобразному закону, который носит название закона Пуассона .

Рассмотрим прерывную случайную величину Х, которая может принимать только целые, неотрицательные значения: 0, 1, 2, … , n, …; причем последовательность этих значений теоретически не ограничена.

Говорят, что случайная величина Х распределена по закону Пуассона, если вероятность того, что она примет определенное значение n, выражается формулой :

где – некоторая положительная величина, называемая параметром закона Пуассона.

На рисунке 2.1. представлены многоугольники распределения случайной величины Х по закону Пуассона, соответствующие различным значениям параметра.

Рисунок 2.1. Распределение Пуассона

Простейшим (пуассоновским) потоком событий называется поток событий, обладающий свойствами :

1. Стационарности (вероятность появления n событий на любом промежутке времени зависит только от числа n событий и от длительности t промежутка времени и не зависит от начала и конца отсчета времени);
2. Отсутствия последействия (вероятность появления событий на любом промежутке времени не зависит от того, появлялись или не появлялись события в моменты времени, предшествующие началу рассматриваемого промежутка);
3. Ординарности (появление двух или более событий за малый промежуток времени практически невозможно).

2.3.1 Основные характеристики распределения Пуассона

Для начала убедимся, что последовательность вероятностей, может представлять собой ряд распределения, т.е. что сумма всех вероятностей P n равна единице .

Используем разложение функции e x в ряд Маклорена :

Известно, что этот ряд сходится при любом значении x, поэтому, взяв x= , получим :

Следовательно

Определим основные характеристики – математическое ожидание и дисперсию – случайной величины Х, распределенной по закону Пуассона.

Математическим ожиданием дискретной случайной величины называют сумму произведений всех ее возможных значений на их вероятности .

По определению, когда дискретная случайная величина принимает счетное множество значений :

Первый член суммы (соответствующий n=0) равен нулю, следовательно, суммирование можно начинать с n=1 :

Таким образом, параметр представляет собой не что иное, как математическое ожидание случайной величины Х .

Дисперсией случайной величины Х называют математической ожидание квадрата отклонения случайной величины от ее математического ожидания :

Однако удобнее ее вычислять по формуле :

Поэтому найдем сначала второй начальный момент величины Х:

По ранее доказанному

кроме того,

Таким образом, дисперсия случайной величины, распределенной по закону Пуассона, равна ее математическому ожиданию .

Это свойство распределения Пуассона часто применяют на практике для решения вопроса, правдоподобна ли гипотеза о том, что случайная величина распределена по закону Пуассона. Для этого определяют из опыта статистические характеристики – математическое ожидание и дисперсию – случайной величины. Если их значения близки, то это может служить доводом в пользу гипотезы о пуассоновском распределении; резкое различие этих характеристик, напротив, свидетельствует против подобной гипотезы.

3 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЯЖЕСТИ СОБЫТИЙ НА АЭС И ОЦЕНКА ИХ УРОВНЯ БЕЗОПАСНОСТИ

На любом промышленном объекте происходили, происходят и будут происходить различные происшествия, связанные с отклонением от технологического процесса и которые могут иметь негативные последствия. АЭС является сложным техническим объектом, на котором одновременно функционируют тысячи систем и элементов различного назначения, обслуживаемых и управляемых людьми. Периодическое возникновение нарушений в работе станции вследствие неисправностей или отказов в отдельных системах и элементах, а также возможных ошибок персонала для АЭС нормально, как и для любого другого сложного технического объекта. Эти происшествия, естественно, имеют разные последствия. Конечно, органам центральной и местной власти, как и населению, нужна объективная информация о масштабах и возможных последствиях инцидентов (происшествий) в промышленности. Первым – для принятия адекватных и своевременных решений по противоаварийным мероприятиям, в том числе эвакуации населения из угрожаемой зоны. Вторых интересует лишь оценка случившегося с точки зрения ущерба или степени риска для окружающей среды и населения в ближайшее время и определенном будущем .

Понятно, что нет смысла сообщать технические подробности происшествия, интересные лишь специалистам и не имеющие существенных последствий для людей и природы. Напротив, представление в информации для населения полного перечня нарушений без выделения важных для безопасности по существу дезинформирует население и создает впечатление плохой работы АЭС. Конечно же, на АЭС может сгореть трансформатор, выйти из строя турбина, лопнуть паропровод или произойти еще что-нибудь в этом роде. Но все подобные случаи, не связанные с радиоактивными веществами, в принципе не могут создать радиационную опасность. Такие именно аварии на АЭС обычно и происходят. Кроме того, так как на АЭС нет в больших количествах горючих и взрывоопасных веществ типа нефти или газа, а также из-за повышенных требований к качеству оборудования и квалификации персонала, то такие «обычные» аварии, как показывает практика, на АЭС происходят значительно реже, чем на станциях других типов. Станция проектируется с учетом возможности инцидентов таким образом, чтобы их возникновение не влияло на безопасность. Поэтому, прежде всего, и следует информировать население о таких нарушениях в работе станции, которые могут оказать серьезное воздействие на людей и окружающую среду.

Поскольку нарушения в работе АЭС могут по-разному влиять на безопасность, то их следует ранжировать по степени воздействия. С целью классификации и унификации событий на АЭС с точки зрения их тяжести в 1989-1990 гг. под эгидой МАГАТЭ была разработана международная шкала ядерных событий (INES – International Nuclear Event Scale). INES позволяет оперативно и согласованно оповещать общественность о значимости с точки зрения безопасности событий на ядерных установках, о которых поступают сообщения. Реально характеризуя эти события, шкала может облегчить понимание их ядерным сообществом, средствами массовой информации и общественностью. В шкале отражен опыт, накопленный в результате использования аналогичных шкал во Франции и Японии, а также итоги рассмотрения других шкал в ряде стран. Общие принципы, лежащие в основе такой шкалы, обсуждались на международных совещаниях. Первоначально шкала применялась для классификации событий на атомных электростанциях в течение пробного времени, причем в этом эксперименте приняли участие 32 страны, а международные агентства и страны, использующие шкалу, контролировали полученные результаты. В 1992 г. она с несущественными модернизациями была распространена на все ядерные объекты, связанные с гражданской ядерной промышленностью, и к любым событиям, происходящим во время перевозки радиоактивных материалов .

Краткое описание

Целью данной работы является изучение основных методов анализа безопасности АЭС и определение уровня безопасности современных АЭС.
Для атомной станции обеспечение безопасности основывается на концепции глубокоэшелонированной защиты и означает наличие многоуровневой защиты. Главной задачей обеспечения безопасности является предупреждение аварий. В случае возникновения аварии предусматриваются мероприятия по ее смягчению. Глубокоэшелонированная защита представляет собой широкий круг мер – от предотвращения и контроля незначительных событий и отклонений от нормальных эксплуатационных условий в нормальных условиях – до управления авариями, причиняющими крупный ущерб АЭС.

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Важнейшим звеном анализа безопасности наряду с анализом мер по предотвращению нарушений в работе ЯЭУ является исследование потенциально возможных аварий ситуаций. Аварийная ситуация (авария) характеризуется исходным событием, путями развития и последствиями. В настоящем разделе будут рассмотрены главным образом подходы к анализу

путей развития аварий. В процессе такого анализа для различных исходных событ

достаточность или необходимость принятия дополнительных организационно-технических мер для приведения установки в конечное безопасное состояние.

значения для ключевых параметров и приводящие в результате к единой величине(критерию оценки). Такой анализ безопасности выполняется в соответствии с заранее установленными допущениями по эксплуатационным состояниям и исходным, событиямсогласно специфическому набору требований и критериев приемлемости . Детерминистический анализ может быть как консервативным, так и улучшенной оценки. В рамках детерминистического метода анализа безопасности идентифицируются и анализируютсяпроектные события , охватывающие целый спектр возможныхисходных событий аварий (ИСА), которые могли бы угрожать безопасности энергоблока.Под ИСА понимается событие, приводящее к нарушению нормальной эксплуатации энергоблока и требующее защитных действий для предотвращения (или ограничения) нежелательных последствий.

Основная цель ДАБ - показать, что отклик систем безопасности на проектные события соответствует заранее определенным требованиям как в части характеристик собствен энергоблока, так и в части решения задач безопасности. В детерминистском методе используется инженерно-технический анализ для предсказания хода событий и их последствий.

В сложившейся практике проектирования важнейшим элементом детерминистического подхода является принцип единичного отказа, в соответствии с которым составляется перечень проектных аварий.

Рассмотрим некоторые особенности применения принципа единичного отказа согласно требованиям нормативов.

Анализ системы на соответствие принципу единичного отказа начинается с определения полного перечня исходных событий, рассматриваемых при обосновании безопасности ЯЭУ. При этом в качестве исходного события должно рассматриваться любое, но только единичное нарушение: отказ в системах, внешнее воздействие, ошибочное действие персонала. Возникновение дополнительного исходного события во время протекания аварийной ситуации

В то же время, все зависимые от исходного события нарушения на АЭС являются составной частью рассматриваемого исходного события(см. рис.). Так, исходное событие - падение самолета на AЭС - включает разрушение петли второго контура, потерю внешнего электропитания станции, разрушение всех несейсмостойких систем и сооружений.

Исходное событие и зависимый от него отказ канала системы безопасности.

Наряду с исходным событием при анализе аварийной ситуации должен рассматриваться независимый от исходного события дополнительный отказ активного устройства безопасности или пассивного устройства, имеющего механические движущиеся части:

При анализе аварии с разрывом трубопровода первого контура ВВЭР прим дополнительного отказа активного устройства является отказ насоса системы активн впрыска, а пассивного устройства - отказ обратного клапана на трубопроводе подачи воды от гидроаккумуляторов.

Системный детерминистический анализ

Принцип единичного отказа представляет собой один из возможных способов выделения в рамках детерминистического подхода классов вероятных и маловероятных авари исключением последних из числа рассматриваемых. Ограниченность этого принципа при всей

его технической целесообразности состоит в директивно устанавливаемой глубине анализа аварийных ситуаций. В общем случае детерминистический подход предпола последовательное исследование всевозможных путей развития аварий с учетом отказо элементов и систем безопасности, ошибок персонала без ограничения числа рассматриваемых совместных отказов.

В качестве критерия ограничения круга анализируемых аварий выступает их техническая возможность или, другими словами, техническая целесообразность рассмотрения. В рамках такого анализа не рассматриваются последовательности событий, противоречащие известным физическим законам или практически невероятные с позиции этих законов. Последнее должно подтверждаться также многолетним мировым опытом эксплуатации изделий в различны

областях техники. Данный подход обеспечивает полноту учета возможных ситуации и снижает долю субъективизма в решениях по обеспечению безопасности.

В рамках системного анализа для каждой аварийной ситуации рассматрив технически возможные цепочки от исходного события до конечного состояния, отражаются функционирование систем безопасности, действия персонала и оцениваются последствия.

Для окончательного выявления возможных отказов по общей причине проводя специальные исследования. При этом тщательно изучаются критические пути развития аварии для выявления специфической зависимости, которая могла остаться незамеченной при первоначальных исследованиях.

уяснить и проанализировать взаимосвязь различных систем, участвующих в обеспечении безопасности, роль и значение персонала в осуществлении защитных мер, выявить возможные отказы по общей причине, «глубину» обеспечения безопасности АЭС.

Выделение важных систем и компонентов, наиболее значимых ошибок имеет большое значение для совершенствования проекта и для подготовки персонала.

Рассмотрим пример аварии с потерей электропитания собственных, нуждразвитие которой выходит за рамки принципа единичного отказа.

На рис. 5.1 представлены некоторые пути развития рассматриваемой аварийной ситуации. По сигналу обесточивания срабатывает аварийная защита реактора, запускаются дизельгенераторы системы аварийного электроснабжения, включается система аварийного отвода тепла и установка переводится в режим расхолаживания.

РИС. 5.1. ПУТИ РАЗВИТИЯ АВАРИИ С ПОТЕРЕЙ ЭЛЕКТРОПИТАНИЯ СОБСТВЕННЫХ НУЖД

(ЕЦ – естественная циркуляция; ПЦ – принудительная циркуляция).

циркуляцией (ПЦ) охлаждающей воды. Отвод тепла от реактора в этом случае осуществляется (если такая возможность предусмотрена) выпариванием имеющихся запасов воды при естественной циркуляции теплоносителя.

В ядерных энергетических установках с ВВЭР, благодаря запасам воды в горизонтальных парогенераторах, реактор может поддерживаться в безопасном состоянии в течение нескольких часов. В указанное время персонал должен восстановить принудительную циркуляци охлаждающей воды или по меньшей мере восполнить запас воды на выпаривание.

Если в установке не предусмотрен отвод тепла на основе естественной циркуляции(путь 3 ), то возможна переопрессовка реактора или потеря теплоносителя через предохранительные клапаны с последующим расплавлением активной зоны.

Пути 4 и5 характеризуются отказом системы надежного электроснабжения и зависимым от него отказом системы отвода тепла с принудительной циркуляцией охлаждающей воды. В остальном пути4 и 5 близки к путям развития аварии2 и 3 соответственно.

Потенциально возможно развитие аварии без срабатыванияA3 реактора. При несрабатывании A3 и включении системы аварийного отвода тепла за счет разбалан генерируемой и отводимой мощностей происходят разогрев теплоносителя первого контура и рост давления в нем.

В реакторах с развитым свойством самоограничения мощность активной зоны снижается

детерминистского системного анализа приводит к необходимости сопоставления, пут характеризующихся различным количеством отказов активных и пассивных устройств, ошибок персонала, т.е. к необходимости их количественного сравнения при отсутствии единой меры осуществимости (возможности) аварий.

К этому следует добавить, что даже два однотипных устройства, имеющих одинаковое назначение, могут существенно различаться по частоте отказов вследствие особенносте конструкции, технологии изготовления, условий эксплуатации. Неготовность системы может существенным образом зависеть от регламента проверок и ремонтопригодности элементов.

Кроме того, в рамках детерминистического анализа возможно рассмотрение только полностью зависимых систем (устройств), когда отказ одной системы неизбежно приводит к отказу другой. В то же время имеют место ситуации, когда несколько однотипных устройств

привлечения вероятностных методов, где вероятность выступает единой мерой возможности осуществления различных событий.

5.2 Вероятностная оценка безопасности

Общие положения

В рамках вероятностного анализа выполняется качественная и количественная оценка безопасности АЭС, состоящая в оценке вероятности возникновения и путей развития ИСА, а

также в определении частот возникновения нежелательных событий(повреждение активной зоны, предельный аварийный выброс радиоактивных веществ, радиационное воздействие на персонал, население и окружающую природную среду). Результаты вероятностного анализа сравниваются с установленными вероятностными критериями безопасности.

Вероятностная оценка безопасности представляет собой системный анализ прич возникновения, всевозможных путей развития и последствий аварий на АЭС с использованием широкого спектра физических, теплотехнических методов, методов анализа прочности конструкций, механики разрушения и ряда других, дополненных анализом надежности средств обеспечения безопасности и вероятностной оценкой развития событий. Последствия аварий для окружающей среды определяются выбросом радиоактивных продуктов за пределы АЭС.

Уровни ВАБ

анализа является оценка риска радиационного воздействия на население и окружающу природную среду.

Вероятностный анализ применяется для оценки величины риска реализации какой-либо конкретной последовательности событий и ее последствий. Такая оценка может учитывать влияние мер по подавлению или ослаблению последствий аварий на энергоблоке АЭС или на площадке АЭС. Кроме того, вероятностный анализ применяется для оценки профиля риска, выявления любых возможных слабых меств проекте или в эксплуатации, которые могли бы внести чрезмерный вклад в риск. Вероятностный метод может использоваться в качестве дополнительного инструмента при выборе событий, для которых необходимо проведение детерминистического анализа.

требуется повышенное внимание, в то время как внимание к другим областям риска может быть ослаблено. Такая философия находит свое отражение в различных аспектах эксплуатации АЭС. Фактически можно говорить о,томчто применение методологии оценок риска автоматически способствует повышению культуры безопасности, так как соответствует ее определению: внимание распределяется в соответствии со значимостью для безопасности, которая определяется методами ВАБ.

Одним из основных отличий ВАБ от детерминистического анализа безопасности является систематизированный и реалистичный подход к полному анализу последовательностей для широкого спектра исходных событий аварий. Рис. 5.2 иллюстрирует область действия указанных двух инструментов. ВАБ подтверждает, что риск от аварий на АЭС возникает в результате событий вне проектной области, также вследствие множественных отказов, ошибочных действий персонала и внешних опасностей.

РИС. 5.2. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ АНАЛИЗОВ БЕЗОПАСНОСТИ

В целом, для принятия решения по безопасности АЭС с использованием оценок риска применяются следующие результаты ВАБ:

- количественная оценка мер риска (ЧПАЗ, ЧПАВ и др.);

- профиль риска - графическое или численное представление соотношения между значениями риска от отдельных составляющих;

- оценка изменения величин ЧПАЗ, ЧПАВ;

- идентификация и осмысление доминантных вкладчиков в результаты(значимые аварийные последовательности, системы, оборудование, физические процессы, функции безопасности и т.п.);

- идентификация и осмысление источников неопределенности ЧПАЗ, ЧПАВ и их влияния на результаты.

480 руб. | 150 грн. | 7,5 долл. ", MOUSEOFF, FGCOLOR, "#FFFFCC",BGCOLOR, "#393939");" onMouseOut="return nd();"> Диссертация - 480 руб., доставка 10 минут , круглосуточно, без выходных и праздников

Швыряев Юрий Васильевич. Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР: Дис. ... д-ра техн. наук: 05.14.03: М., 2004 340 c. РГБ ОД, 71:05-5/598

Введение

1 Краткий обзор состояния проблемы 20

2 Методология вероятностного анализа безопасности АС 28

2.1 Общая вероятностная модель безопасности АС 28

2.3 Отбор и группировка инициирующих событий 37

2.3.1 Определение понятия и классификация инициирующих событий 37

2.3.2 Составление полного перечня внутренних ИС 38

2.3.3 Группирование ИС 43

2.4 Разработка деревьев событий 43

2.4.1 Основные понятия и порядок построения ДС 43

2.4.2 Основные принципы разработки ДС 46

2.5 Методология анализа надежности СБ 50

2.5.1 Общие положения 50

2.5.2 Классификация отказов элементов 56

2.5.3 Построение моделей надежности систем 59

2.5.4 Количественный анализ надежности СБ 65

2.6 Методика анализа зависимых отказов 111

2.6.1 Виды зависимых отказов 111

2.6.2 Анализ зависимостей при построении деревьев событий 116

2.6.3 Анализ зависимостей при разработке моделей надежности систем 120

2.6.4 Качественный анализ отказов общего вида 123

2.7 Анализ надежности персонала 134

2.7.1 Общие положения...134

2.7.2 Основные этапы выполнения анализа надежности персонала 138

2.8 Оценка параметров надежности элементов 146

2.8.1 Термины и определения используемые при анализе данных. 146

2.8.2 Определение групп компонентов для задачи анализа данных 149

2.8.3 Использованные источники данных 150

2.8.4 Определение границ компонентов 151

2.8.5 Определение видов отказов элементов 153

2.8.6 Классификация событий по условиям обнаружения и восстановления 155

2.8.7 Номенклатура показателей надежности 157

2.8.8 Моделирование отказов элементов на деревьях отказов 158

2.8.9 Методы применяемые для задачи оценки параметров надёжности 159

2.9 Подход к оценке и обоснованию безопасности АС на основе результатов ВАБ 163

2.9.1 Общие положения 163

2.9.2 Качественная оценка безопасности на основе результатов ВАБ 165

2.9.3 Количественная оценка безопасности на основе результатов ВАБ 170

2.10 Выводы по главе 2 171

3 Применение ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения 173

3.1 Введение 173

3.2 Концепция безопасности... 174

3.2.1 Реакторная установка В-392 178

3.2.2 Системы безопасности АЭС-92 180

3.3 Оценка эффективности проектных решений для

АЭС-92 на основе результатов ВАБ 188

3.3.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1 188

3.3.2 Результаты ВАБ уровня 1 189

3.3.3 Анализ значимости 193

3.3.4 Анализ чувствительности 194

3.3.5 Анализ неопределенностей значений частоты ПАЗ 196

3.3.6 Оценка уровня безопасности АЭС «Куданкулам» на основе

результатов ВАБ 197

3.4 Проектные решения по повышению экономичности 202

3.4.1 Снижение затрат на сооружение АЭС 202

3.4.2 Повышение показателей надежности выработки энергии... 205

3.5 Выводы по главе 3 206

4 Применение ВАБ при проектировании АЭС «Бушер-1» 207

4.1 Краткая характеристика концепции безопасности проекта АЭС «Бушер-1» 207

4.2 Оценка уровня безопасности АЭС «Бушер» на основе результатов ВАБ уровня 1 208

4.2.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1 208

4.2.2 Исходные данные и предположения при проведении количественных оценок значений частот ПАЗ 212

4.2.3 Устранение логических петель 214

4.2.4 Результаты оценки частоты повреждения активной зоны 216

4.3 Оценка уровня безопасности АЭС «Бушер-1» на основе результатов ВАБ 218

4.4 Выводы по главе 4 221

5 Применение ВАБ для действующих АЭС с реакторами ВВЭР 222

5.1 Применение ВАБ для энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС 222

5.1.1 Введение 222

5.1.2 Результаты ВАБ по проекту 1.4.TACIS-91 222

5.1.3 Результаты ВАБ по проекту NOVISA 228

5.1.4 Результаты ВАБ по проекту R2.01/96 TACIS-96 236

5.1.5 Применение ВАБ при обосновании возможности продления назначенного срока службы энергоблоков 3,4 НВАЭС 246

5.1.6 Выводы по разделу 5.1 255

5.2 Разработка стратегии технического обслуживания СБ для АЭС с реакторами В-320 256

5.2.1 Выводы по разделу 5.2 261

5.3 Применение ВАБ для оптимизации регламентов технического обслуживания и ремонтов СБ АЭС с

реактором В-320 261

5.3.1 Обоснование внесения изменений в технологический регламент проведения капитальных ремонтов СБ 261

5.3.2 Оптимизация технического обслуживания и ремонтов систем безопасности АЭС с В-320 284

5.3.3 Выводы к разделу 5.3 290

6 Основные выводы и результаты работы 291

Литература

Введение к работе

Атомные станции (АС) вследствие накопления в процессе эксплуатации значительных количеств радиоактивных продуктов и наличия принципиальной возможности выхода их при авариях за предусмотренные границы представляют собой источник потенциальной опасности или источник риска радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. Степень радиационного риска прямо зависит от уровня безопасности АС, которая является одним из основных свойств АС, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии.

В соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ-88/97 /3/ понятие (или термин) «Безопасность АС» определено как «свойство АС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами».

В соответствии с «Федеральным Законом о Техническом Регулировании» 121 понятие безопасности объектов определено как «состояние, при котором отсутствует недопустимый риск, связанный с причинением вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений». В свою очередь понятие риска в этом Законе определяется как «вероятность причинения вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений с учетом тяжести этого вреда».

По отношению к АС причинение вреда связано с радиационным воздействием. Поэтому приведенные в ОПБ-88/97 и «Федеральном За-

коне о Техническом Регулировании» определения понятия безопасности можно считать эквивалентными.

На большинстве эксплуатируемых в настоящее время АС используются реакторы водоводяного типа (ВВЭР, PWR). Как показывает мировой опыт, АС с такими реакторами представляют собой источники энергии, удовлетворяющие самым жестким экологическим требованиям в условиях их нормальной эксплуатации. Потенциальная опасность возникает при авариях, в процессе которых накопленные в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) и теплоносителе 1-го контура радиоактивные продукты могут выходить за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации пределы.

Аварии относятся к категории случайных событий, которые характеризуются размерами последствий и величинами вероятностей их реализации. Понятие аварии составляет фундаментальную основу безопасности, как внутреннего свойства АС, и определяет вероятностную природу этого свойства.

Следует отметить, что вероятностная природа безопасности заключена уже в приведенных выше определениях этого свойства.

Актуальность работы состоит в том, что оценка и обоснование достигаемого при проектировании и эксплуатации АС уровня безопасности должно проводиться на основе применения методов системного анализа, что может быть реализовано за счет разработки и применения методологии вероятностных анализов безопасности (ВАБ). ВАБ признаны как сторонниками, так и противниками использования атомной энергетики единственным практическим средством для комплексной качественной и количественной оценки безопасности АС.

Вероятностный анализ безопасности АС представляет собой комплексный, всесторонний системный анализ безопасности, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и конечных состояний АС с превышением установленных пределов по вы-

бросам радиоактивных продуктов и радиационному воздействию-на население и окружающую среду и определяются значения вероятностных показателей безопасности. Результаты ВАБ используются для качественных и количественных оценок достигнутого уровня безопасности, а также для выработки и принятия решений при проектировании и эксплуатации АС.

ВАБ могут выполняться на различных стадиях жизненного цикла АС, включая проектирование, сооружение, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию и снятие с эксплуатации. Наиболее эффективно и со сравнительно небольшими затратами ВАБ могут использоваться на этапе проектирования АС, где их результаты могут служить основой для выработки технических решений, направленных на повышение безопасности и внедряемых непосредственно в проект АС. Применение ВАБ на этапе проектирования позволяет создать АС с заданным уровнем безопасности.

ВАБ могут быть эффективно использованы также для разработки мероприятий по повышению безопасности действующих АС.

ВАБ представляет собой итеративный процесс, который может включать несколько стадий, различающихся между собой по целям, объему, содержанию и глубине выполняемых анализов. Объем и содержание ВАБ определяют его полноту и, в конечном счете, уровень остаточного риска (т.е. риска, который не подвергся анализу), а глубина ВАБ определяет уровень реалистичности разработанных вероятностных моделей безопасности АС. Все это, в свою очередь, оказывает определяющее влияние на достоверность получаемых результатов и эффективность их использования в качестве основы для разработки проектных решений по управлению безопасностью.

Полнота ВАБ определяется перечнем рассмотренных исходных событий (ИС). Разработка полномасштабных ВАБ должна производиться для полных перечней внутренних (вызванных отказами систем, элементов или ошибочными действиями персонала АС), внутриплощадоч-

ных (вызванных воздействиями пожаров, затоплений, пароводяных струй, биений трубопроводов, летящих предметов, изменений температур, влажности в помещениях АС) и внешних (вызванных характерными для площадки АС воздействиями природного или техногенного характера) исходных событий.

В зависимости от объема, целей и возможного использования результатов различают несколько уровней вероятностных анализов безопасности /25,116/.

ВАБ АС уровня 1 - ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и оцениваются значения частот или вероятностей их реализации. В качестве основных источников радиоактивности для АС с ВВЭР рассматриваются ядерное топливо в активной зоне реактора и отработавшее ядерное топливо в бассейне выдержки.

ВАБ АС уровня 2 - ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения различных категорий выбросов радиоактивных продуктов в окружающую среду или различных значений экспозиционных доз в зоне планирования защитных мероприятий и оцениваются значения частот или вероятностей их реализации.

ВАБ АС уровня 3 - ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения видов и размеров ущербов, вызванных радиационным воздействием на население и окружающую среду.

Основываясь на приведенном в ОПБ-88/97 определении безопасности и целевых значениях вероятностей превышения предельных аварийных выбросов (п.1.2.17) и вероятностей запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны реактора (п.4.2.2), можно сделать вывод о том, что для анализа, оценки и обоснования достигнутого при проектировании и эксплуатации АС уровня этого свойства необходимо и достаточно выполнение полномасштабных ВАБ уровней 1 и 2. Этот вывод подкрепляется также тем обстоятельством, что уже определение

вероятностных показателей для радиационных последствий по результатам ВАБ уровня 2 связано с большой степенью неопределенностей вследствие недостаточных значений о процессах при тяжелых запро-ектных авариях.

Выполнение ВАБ уровня 3 с оценкой показателей риска нанесения ущерба здоровью или жизни людей на окружающей АС территории требует определения условных вероятностей получения человеком соответствующих доз. Это связано с еще большими неопределенностями в оценках показателей риска, что приводит к практической бесполезности проведения таких оценок. Поэтому основные решения по безопасности принимаются по результатам ВАБ уровней 1 и 2.

Основные цели работы

Основные цели диссертационной работы заключаются в разработке методологии ВАБ и ее применении в качестве инструмента для анализа, оценки, выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Применение ВАБ при проектировании обеспечивает реализацию комплексного системного подхода к анализу и обоснованию безопасности и позволяет создавать АС с заданным уровнем этого свойства для достижения приемлемо низкого уровня радиационного риска от использования АС.

Научная новизна работы

1. Впервые в отечественной практике с использованием методов теории вероятностей и теории надежности разработана методология выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности атомных станций, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

В процессе разработки методологии ВАБ решены следующие научные проблемы:

Предложена общая вероятностная модель безопасности АС, с использованием которой определен комплекс вероятностных показателей безопасности (ВПБ) и систематизированы задачи, решение которых необходимо для выполнения ВАБ;

Разработан комплекс инженерных методик и подходов для выполнения отдельных задач ВАБ, включая составление перечней инициирующих событий (ИС), построение вероятностных моделей для определения полного множества возможных состояний АС, построение моделей надежности систем, выполняющих функции безопасности, моделирование зависимых отказов и отказов по общей причине или отказов общего вида, моделирование ошибочных действий персонала, фор-мирование баз данных по значениям частот ИС и показателей надежно-" сти элементов и оборудования, построение интегральной вероятностной модели АС, выполнение количественных расчетов, анализов неопреде--"" ленностей, значимости и чувствительности значений ВПБ.

Разработан подход комплексной оценки безопасности АС на * основе результатов ВАБ.

Впервые в отечественной практике ВАБ применены для решения следующих вопросов безопасности при проектировании и эксплуатации АС:

Разработана концепция безопасности АС с ВВЭР третьего поколения, которая обеспечивает переход на качественно новый уровень безопасности по сравнению с действующими АС;

Разработана стратегия проведения периодического технического обслуживания и ремонтов систем безопасности;

Разработан подход по обоснованию внесения изменений в действующие технологические регламенты безопасной эксплуатации АС с реакторами В-320.

3.4. Выполнена оптимизация структуры управляющих систем
безопасности для действующих АЭС с реакторами В-320.

3.5. Обоснована возможность продления на 10 лет назначенного
(проектного) срока эксплуатации энергоблоков 3, 4 Нововоронежской

АЭС с реакторами В-179.

Практическая ценность работы

Методология ВАБ используется в качестве инструмента по решению вопросов безопасности для действующих и проектируемых АС.

С ее применением были выполнены ВАБ уровня 1 для энергоблоков действующих и вновь проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР, включая:

ВАБ уровня 1 для энергоблоков с реактором В-320 Балаков-
ской АЭС (1991-2001 гг.). Отчеты по ВАБ были включены в состав про
ектных материалов, представляемых концерном «Росэнергоатом» (РЭА)
в Госатомнадзор РФ (ГАН РФ) для получения лицензии на ввод энерго-

і р блока 4 в эксплуатацию и для получения лицензий на продолжение экс-

плуатации блоков 1-4 Балаковской АЭС;

ВАБ уровня 1 для энергоблоков 3 и 4 с реакторами ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС, разработанные по проектам 1.4 и R.01/96 Программ TACIS-91, TACIS-96 и по проекту НОВИСА (по контракту, который финансировался Департаментом энергетики США). Результаты ВАБ использованы для разработки мер по модернизации с целью повышения уровня безопасности этих энергоблоков и для получения лицензии ГАН РФ на продление срока службы этих энергоблоков еще на 10 лет;

ВАБ уровней 1 и 2 для внутренних исходных событий, ВАБ для
^ пожаров в помещениях АЭС и ВАБ для сейсмических воздействий в со
ставе проекта достройки АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран с
реактором ВВЭР-1000 (РУ В-446). ВАБ уровня 1 был подвергнут экспер
тизе миссии МАГАТЭ и Иранского надзорного органа и использован
Иранской эксплуатирующей организацией для получения лицензии на

строительство АЭС «Бушер». В процессе проектирования энергоблока на основе результатов ВАБ были разработаны рекомендации по дополнительным проектным решениям по повышению безопасности, которые позволили снизить значения частоты ПАЗ более чем на порядок по сравнению с первоначальным вариантом проекта;

На основе результатов ВАБ для АЭС с РУ В-320 были определены слабые места этого проекта и сформулированы основные принципиальные решения по повышению безопасности, которые вошли в концепцию безопасности проектов энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР третьего поколения (проект АС-92). Применение этой концепции позволило создать энергоблок с качественно новым уровнем безопасности с одновременным снижением затрат на его сооружение и эксплуатацию. Основные решения по проекту АС-92 реализованы в проектах второй очереди Нововоронежской АЭС (НВАЭС-2) и в проекте АЭС «Куданку-лам» в Республике Индии. ВАБ для этих проектов использованы Индийской эксплуатирующей организацией и Росэнергоатомом для получения лицензий на сооружение. Строительство этих АЭС проводится в настоящее время;

Разработанная стратегия проведения технического обслуживания систем безопасности включена в технологические регламенты безопасной эксплуатации действующих АЭС с реакторной установкой В-320;

Методика анализа надежности систем безопасности включена в отраслевые руководящие материалы РТМ 95490-78 «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования» и РТМ 95823-81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета»;

Выполненное на основе ВАБ обоснование возможности проведения плановых ремонтов каналов систем безопасности при останове энергоблоков АЭС с В-320 для производства замены фильтров в баке-

13 приямке ГА-201 позволило сократить на 40 суток длительность останова энергоблока 2 Балаковской АЭС для проведения КПР в 2003 году.

Достоверность результатов работы

Достоверность научных положений, методологии и практических результатов работы подтверждается сравнением с современной методологией, широко применяемой в мировой практике, долговременным (на протяжении более 25 лет) использованием в отечественной практике, результатами экспертиз Госатомнадзора России, надзорных органов и эксплуатирующих АС организаций Индии, Ирана, Финляндии, миссии МАГАТЭ результатами экспертиз многих ведущих в области ВАБ организаций США (SAIC, ArgoneNL), Англии (NNC Limited), Германии (GRS, Westinghouse Reactor), Франции (EDF, IPSN). Практически все разработанные на основе ВАБ рекомендации по безопасности внедрены на действующих и в проекты новых и достраиваемых АС с ВВЭР.

Непосредственно автором в составе целостной методологии выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности АС разработаны общая вероятностная модель безопасности АС, комплекс вероятностных показателей безопасности, основы и общие подходы построения детальных вероятностных моделей для определения полного множества аварийных состояний, построения моделей надежности С Б, включая определение перечней исходных событий, систематизацию особенностей структуры, режимов использования, регламентов технического обслуживания и ремонтов, многообразия видов отказов, определение функций вероятностей отказов элементов, подход к анализу ошибочных действий персонала и подход к комплексной качественной и количественной оценке и обоснованию безопасности на основе результатов ВАБ.

Детальная разработка отдельных составных частей методологии ВАБ и анализов надежности систем производилась под руководством и при участии автора сотрудниками возглавляемых им подразделений.

Разработка ВАБ для действующих и проектируемых АС в России и за рубежом, включая работы по ВАБ по проектам Программ TACIS, финансируемых Комиссией Европейского Сообщества, и по контрактам с EDF, GRS, USDOE, была выполнена под руководством и при непосредственном участии автора сотрудниками БКП-5 совместно с сотрудниками других подразделений ФГУП «Атомэнергопроект» и сотрудниками ФГУП ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИАЭС. Автор, в частности, лично разрабатывал разделы по моделированию аварийных последовательностей, анализам результатов, выводам и рекомендациям.

Положения, выносимые на защиту

Методология выполнения вероятностных анализов безопасности АС, включающая общую вероятностную модель безопасности и комплекс ВПБ, комплекс методик, подходов и принципов для построения детальных вероятностных моделей для определения полных множеств аварийных состояний АС, моделей надежности систем, подходы для моделирования зависимых отказов, ошибочных действий персонала, формирования баз данных, разработки интегральной вероятностной модели АС в целом и выполнения количественных расчетов ВПБ.

Подход для проведения комплексной качественной и количественной оценки безопасности на основе результатов ВАБ.

Результаты применения методологии ВАБ в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Основные положения и результаты диссертации докладывались и получили положительную оценку на внутренних и международных конференциях и семинарах: 17-й Всесоюзный семинар «Методологические вопросы исследования надежности больших систем энергетики», Паланга, 1982; Всесоюзный научный семинар «Методы комплексной автоматизации установок по преобразованию тепловой и атомной энергии в электрическую», Москва, 1984; 17-й отраслевой семинар «Надежность ядерных энергетических установок. Теория и практика», НИКИЭТ, 1984; Научно-практическая конференция ГПАН, Москва, 1991; Конференция «Практика разработки ВАБ и использование их результатов для действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР», Москва, «Атомэнергопро-ект», 2002; Советско-западногерманский семинар по вопросам безопасности, Москва, 1988; Советско-американские семинары в Москве (1989) и Вашингтоне (1990); Технический комитет МАГАТЭ «Применение ВАБ для новых проектов и систем снижения аварийных последствий», Вена, Австрия, 1989; Технический комитет МАГАТЭ «Достижения в анализах надежности и вероятностных анализах безопасности», Будапешт, Венгрия, 1992; Конференция МАГАТЭ, Вена, Австрия, 2001; Советско-английский семинар по «Проектированию АЭС с ВВЭР/PWR и применению ВАБ» в Москве (1991) и Натсфорде (1991).

Материалы по ВАБ уровня 1 для АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран докладывались на совещании с миссией МАГАТЭ, Москва, 2002. Материалы по проектам TACIS рассматривались на многочисленных рабочих совещаниях с консультантами западных фирм в процессе их выполнения и на итоговых совещаниях в Комиссии Европейского Сообщества.

Материалы диссертации обсуждались на заседаниях Научно-технического Совета ФГУП «Атомэнергопроект» и кафедры АСУ Обнинского технического университета атомной энергетики.

тов), в том числе основные:

1. Швыряев Ю.В. и др. «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения». Ядерное общество. Москва, 1992,266 стр.

2. [Клёмин А.И[ ., Поляков Е.Ф. Швыряев Ю.В. и др. «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования». Руководящий Технический материал, РТМ 95490-78, НИКИЭТ, 1978, 128 стр.

3. [Клёмин А.И| ., Поляков Е.Ф. Швыряев Ю.В. и др. «Надежность
оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета». РТМ-
95823-81 НИКИЭТ, 1981, 231 стр.
и 4. Букринский A.M., Швыряев Ю.В. «Требования к надежности

систем безопасности АЭС». Электрические станции, № 3, 1981, стр. 12-16.

Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин А.А. «Обеспечение надежности наиболее ответственных систем АЭС». Электрические станции, № 1, 1982, стр. 4-8.

Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин А.А. «Влияние технического обслуживания на надежность систем безопасности АЭС». Электрические станции, № 6, 1984, стр. 12-13.

Швыряев Ю.В., Трахтенберг М.Д. и др. «Расчет показателей надежности подсистемы управления блока ВВЭР-1000 ЗаАЭС». Отчет

М" АТЭП. Книги 1 и 2. 1985, 300 стр.

8. [Клёмин А.И| ., Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф. «Количественный анализ надежности систем безопасности атомных стан-

ций при проектировании». Известия Академии Наук СССР. Энергетика и транспорт, №1, 1986, стр 28-36.

9. Швыряев Ю.В., [Клемин А.И.| «Вероятностные показатели и кри-
^. терии безопасности», Сборник «Вопросы обеспечения безопасности со
временных систем энергетики», Воронеж, 1987, 6 стр.

Швыряев Ю.В., Федотов Д.К., Деревянкин А.А. «Оценка влияния надежности действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС». Электрические станции, № 4, 1988, стр. 6-8.

Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В. и др. «Оценка вероятностных показателей безопасности АС-У87 и АС-88». Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП, инв. № 11/0-89, 1988,370 стр.

Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин А.А., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. «Применение вероятностных анализов безопасности для принятия решений при проектировании атомных станций». Безопасность атомных станций. Сборник трудов, ч.2. Москва, НТЦ БАЭ 1990, с.38-47.

^ 13. Швыряев Ю.В., Деревянкин А.А., Токмачев Г.В. «Вероятност-

ное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440», «Атомная энергия», том 73, вып. 1, июль 1992, стр. 54-59.

14. Швыряев Ю.В. и др. Атомная электростанция Нововоронежская - 2. Проект, раздел 7. «Вероятностный анализ безопасности» (Том 1. Вероятностный анализ безопасности первого уровня, книги 1,2; Том 2. Вероятностный анализ безопасности второго уровня, книга 1; Том 3. Вероятностный анализ безопасности для пожаров в помещениях АЭС, книги 1-4; Том 4. Вероятностный анализ безопасности для сейсмических воздействий, книги 1-3), Москва, «Атомэнергопроект», 1998, 1243 стр.

А 15. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по

углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня. Москва, 2000, 681 стр.

16. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. Проект TACIS R2.01/96. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня для проекта АЭС с

ВВЭР-230 Нововоронежская АЭС, блок 3: Стояночный режим: 21 отчет, 1999-2001, 928 стр.; Режим работы на мощности: 23 отчета, 2000-2001, 1421 стр.

Беркович В.М., Швыряев Ю.В. «Применение ВАБ для выработки и принятия решений по обеспечению безопасности АЭС "Куданку-лам" в Республике Индия». Сборник трудов 2-ой всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, Московская область, 19-23 ноября 2001, том 3, стр. 208-213.

Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 4. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 1. Вероятностный анализ безопасности (уровень 1). Москва, 2002, 647 стр.

Швыряев Ю.В. и др. АЭС «Бушер». Вероятностный анализ безопасности. 18.BU.10.0.00.VAB.PR. «Атомэнергопроект», Москва 2003.

Швыряев Ю.В. и др. АЭС «Куданкулам», блок 1. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по вероятностному анализу безопасности. Пакет St-2.18 K.K.0.0.0.VAB.PR 003, книги 1-6. «Атомэнергопроект», Москва, 2002.

Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева О.О. «Обоснование возможности вывода в ремонт каналов СБ при выполнении капитального ремонта с реконструкцией бака ГА-201 энергоблоков АЭС с реактором В-320». «Атомэнергопроект», Москва, 2003, 147 стр.

Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. «Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения». Теплоэнергетика, № 11, 2003, стр. 2-Ю.

Структура и объем работы.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 187 наименований и четырех приложений. Общий объем работы составляет 341 страниц, основной текст изложен на 310 страницах, содержит 34 рисунка и 37 таблиц.

Автор выражает благодарность В.Б Морозову, А.Ф. Барсукову, Г.В. Токмачеву, А.А. Деревянкину, Е.В. Байковой, О.О. Краснорядцевой, которые внесли значительные вклады в разработку технологии ВАБ и выполнение ВАБ для действующих и проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР, а также А.В. Фроловой и К.В. Елизаветиной за помощь в оформлении диссертации.

Отбор и группировка инициирующих событий

Под инициирующими событиями понимаются такие события, которые либо непосредственно вызывают повреждения источников радиоактивности, либо могут привести к таким событиям в случае невыполнения функций безопасности, предусмотренных для предотвращения таких повреждений или ограничения их размеров.

В соответствии с этим определением ИС разделяются на два класса.

В класс 1 входят ИС, возникновение которых непосредственно приводит к превышению установленных пределов повреждения ИР и установленных пределов радиационных показателей безопасности АС. К этому классу для АС с ВВЭР относятся ИС с катастрофическими разрушениями корпуса реактора и коллекторов парогенераторов (ПГ).

Для таких ИС производится разработка вероятностно-прочностных моделей для расчета значений вероятностей или частот их реализации. В класс 2 входят все остальные ИС, для которых производится разработка ДС. В зависимости от причин, которые могут привести к возникновению ИС, в классе 2 выделяются следующие категории ИС:

Внутренние ИС - ИС, вызванные единичными или множест- . венными отказами систем, оборудования, элементов или ошибочными действиями персонала АС.

Внутриплощадочные ИС - ИС, вызванные внутриплощадоч-ными воздействиями (пожары, затопления, пароводяные струи, запаривание, биение трубопроводов, летящие предметы, взрывы горючих газов) в помещениях энергоблока или на площадке АС.

Внешние ИС - ИС, вызванные характерными для площадки АС внешними воздействиями природного (землетрясения, ураганы, смерч, ливни, обледенение, снег, буран, высокие или низкие температуры, паводки и т.п.) или техногенного (аварии на воздушном, наземном, водном транспорте, аварии на магистральных трубопроводах, аварии на промышленных предприятиях и т.п.) происхождения.

Необходимо отметить, что основные особенности внутриплоща-дочных и внешних АС состоят в том, что они могут вызвать множественные зависимые отказы, которые могут привести к возникновению внутренних ИС и одновременно к отказам одного или нескольких каналов систем безопасности. Поэтому основные задачи при моделировании таких ИС заключаются в определении вероятностных распределений характеристик уровней воздействия, например, значений нагрузок на системы, оборудование, элементы и сооружения, параметров среды (температуры, влажности, давления) в помещениях АС, в составлении перечней приведенных выше вторичных событий для различных уровней воздействия и в определении вероятностных характеристик таких событий.

В этом разделе приводится подход к отбору, группировке и составлению перечней внутренних ИС, поскольку решение аналогичных задач для внутриплощадочных и внешних ИС требует специальных методов и подходов, разработка которых не входила в задачи диссертации.

Одной из основных задач при анализе и отборе ИС является составление полного перечня внутренних ИС, для которых в последующем разрабатываются ДС и которые используются при проведении анализов внутриплощадочных и внешних воздействий.

В соответствии с предлагаемым в этом разделе подходом составление полных перечней внутренних ИС основывается на приведен

ных выше определениях таких событий. В перечень включаются все единичные или множественные отказы систем, оборудования, элементов или ошибочные действия персонала АС, возникновение которых приводит к необходимости выполнения одной или нескольких функций безопасности или приводит к автоматическому или персоналом введению в действие одной или нескольких систем безопасности.

Поэтому первым этапом выполнения этой задачи является составление детализированных перечней функций безопасности (ФБ) и перечней систем безопасности (СБ), выполняющих каждую отдельную ФБ. Полезно также иметь перечень нейтронно-физических и технологических параметров и уставок или сигналов, по которым вводятся в действие отдельные СБ.

Типовой детализированный перечень ФБ и СБ для АЭС с реакто рами ВВЭР-1000 приведен в таблице 2.3.1. " На основе рассмотрения, представленных в таблице 2.3.1 ФБ, категорию внутренних ИС можно разделить на следующие обобщенные группы: - В группу 1 включаются ИС с неизолиуемыми течами из 1-го контура, возникновение которых требует выполнения функций поддержания запаса теплоносителя в активной зоне; - В группу 2 включаются ИС с изолируемыми течами из 1-го контура, возникновение которых требует выполнения функций изоляции течей; - В группу 3 включаются ИС с переходными процессами, возникновение которых требует введение в действие САЗ реактора и/или выполнения других ФБ кроме функций поддержания запаса теплоносителя в активной зоне и изоляции течей из 1-го контура.

Концепция безопасности

В составе проекта АЭС «Куданкулам» институтом «Атомэнерго-проект» совместно с ОКБ «Гидропресс» и РНЦ «Курчатовский институт» разработан ВАБ уровня 1 для внутренних ИС, перечень которых представлен в таблице 3.2.

Как видно из этой таблицы, этот перечень включает 15 групп внутренних ИС при работе реактора на мощности и 2 группы ИС для стояночных режимов. Проектная документация по ВАБ состоит из следующих частей: - основного отчета, в котором приведены разделы по описанию деревьев событий (моделирование аварийных последовательностей) для каждой группы ИС, результаты количественных расчетов средних значений частот реализации отдельных АП и среднего значения общей (суммарной по всем АП) частоты повреждения ядерного топлива в активной зоне реактора (ПАЗ), результаты анализов значимости, чувствительности и неопределенностей и оценка уровня безопасности; - отчетов по анализу систем, в которых представлены анализы надежности технологических, обеспечивающих и управляющих систем безопасности включая описания деревьев отказов и моделирование отказов по общей причине; 189 - отчет по моделированию ошибочных действий персонала, в котором представлены описания перечней доаварийных и послеава-рийных ошибочных действий, моделей и результатов оценки значений вероятностей реализации каждого из них; - отчеты по базам данных по значениям частот ИС и показа телям надежности оборудования и элементов СБ.

Разработка ВАБ производилась с применением изложенной в главе 1 методологии и компьютерной программы RISK SPECTRUM Professional/183/.

Были разработаны две редакции ВАБ, последняя из которых принята Индийской эксплуатирующей организацией и использована ею для получения лицензии Индийских надзорных органов на сооружение АЭС «Куданкулам».

Результаты ВАБ уровня 1

В таблице 3.2 и на рисунке 3.3 представлены распределения вкладов в среднее значение общей частоты ПАЗ от отдельных групп внутренних ИС для АЭС «Куданкулам». В таблице 3.2. приведены также аналогичные результаты ВАБ уровня 1 для Балаковской АЭС. В таблице 3.3 приведены результаты оценки минимальных сечений (МС), которые дают наибольшие вклады в общую частоту повреждения активной зоны. Были выполнены также аналогичные оценки частот для доминантных МС, которые дают наибольшие вклады в частоты ПАЗ для отдельных групп ИС. Значение общей частоты ПАЗ для АЭС «Куданкулам» составляет 2,38Е-07 на реактор в год.

Вклады в значение общей частоты ПАЗ от ИС при работе на мощности и стояночных режимов распределяются как 87,1% для работы на мощности и 12,9% для стояночных режимов.

Наибольшее вклады в значение общей частоты ПАЗ дают большие (37,8%) и малые (17,5%) течи из первого контура внутри контайнмента, течи из первого контура во второй (14,9%), малые течи из первого контура за пределы контайнмента (6,1%), течи паропроводов в неизолируемой (7,3%) и изолируемой (1,3%) от ПГ частях и обесточивание при работе блока на мощности (1%) и в стояночных режимах (12,9%). Вклады от остальных групп ИС составляют меньше 1%. Вклад от ошибочных действий персонала составляет примерно 20%.

Основные причины больших вкладов в значение общей частоты ПАЗ от больших течей связаны со следующими факторами:

Избыточно высокие значения частот таких событий. Например, в ВАБ для проекта АЭС «Тяньвань» в Китае (разработчики СПб АЭП и ОКБ «Гидропресс») частоты больших течей из 1-го контура более чем на порядок ниже, чем для АЭС «Куданкулам», хотя конструкция РУ для обоих проектов одинакова с точки зрения возникновения больших течей. Этот вывод основывается также на результатах анализов чувствительности, которые показывают, что изменение значений частот больших течей из первого контура имеют большие факторы чувствительности 3,1 или 2,5. Снижение вклада от больших течей может быть достигнуто путем выполнения оценок частот больших течей с использованием вероятностно-прочностных моделей, принимая во внимание концепцию «течь перед разрывом».

Консервативные предположения, что отказы гидроаккумуляторов первой ступени (НА1) приводят к повреждению активной зоны. Необходимо отметить, что отказ ГЕ1 может привести к кратковременному увеличению температуры оболочек тепловыделяющих элементов выше 1200 С (что является критерием для определения состояний ПАЗ, который принят в этом анализе), но отказ ГЕ1 не может привести к тяжелому повреждению активной зоны или к ее расплавлению при успешной работе систем аварийного охлаждения низкого давления. Определение состояний с повреждением активной зоны необходимо включить в ВАБ второго уровня. Основной вклад в вероятность отказа на требование для НА1 дают отказы по общей причине обратных клапанов.

Основные причины большого вклада от малых течей из первого контура внутри контайнмента связаны с отказами по общей причине обеспечивающих систем (систем вентиляции, холодильных установок, систем электроснабжения, управляющих систем промконтура и системы технической воды), которые являются общими частями для САОЗ ВД и НД, и с ошибочными действиями оператора или отказами по общей причине на открытие предохранительных клапанов компенсатора

Исходные данные и предположения при проведении количественных оценок значений частот ПАЗ

Уровень безопасности АЭС «Бушер», характеризуемый такой величиной ЧПАЗ, оценивается как приемлемый. Вклад в значение общей ЧПАЗ от ИС при работе на мощности составляет около 88%, а от режимов останова - около 12%. Вклад от ИС, с потерей теплоносителя внутри гермооболочки, составляет около 24%. Вклад от ИС с течами теплоносителя из первого во второй контур составляет около 13%. Вклад от ИС с потерей теплоносителя за пределы гермооболочки составляет менее 1%. Вклад от переходных режимов при работе на мощности составляет около 51%.

На основе результатов таблицы 4.1 можно сделать заключение о том, что проект АЭС Бушер является достаточно хорошо сбалансированным, поскольку вклады в значение обшей ЧПАЗ от отдельных групп ИС являются приблизительно одинаковыми.

На основе результатов анализа значимости и чувствительности можно сделать следующие выводы: 1) Включение в проект общеблочного дизель-генератора и подключение к нему системы вспомогательной питательной воды и других систем, которые могут выполнять функции расхолаживания при отказе дизель-генераторов систем безопасности является очень эффективной мерой для снижения значений ЧПАЗ, поскольку значение общей ЧПАЗ могло бы быть увеличена приблизительно в 20 раз в случае исключения этого проектного решения. Необходимо отметить, что влияние потери внешних источников электроснабжения на величину ЧПАЗ остается относительно высоким даже при наличии общеблочного дизель-генератора. Поскольку потеря внешних источников электроснабжения с отказом всех дизель-генераторов систем безопасности и общеблочного дизель-генератора приводит к возникновению событий, связанных с полным обесточиванием, необходимо предусмотреть дополнительные меры для управления такой запроектнои аварией. В качестве такой меры можно рассмотреть вариант с восстановлением электропитания от энергосистемы. Дополнительные меры могут быть определены в окончательном ВАБ уровня 1 на стадии заключительного отчета по анализу безопасности.

2) Второй эффективной мерой по снижению значения общей ЧПАЗ является подача теплоносителя из системы ТН10...40 в систему ТН15...45, что позволяет обеспечить длительную работу системы ТН15...45 от приямка гермооболочки и использовать режим сброс-подпитка, поскольку величина ЧПАЗ могла бы увеличиться в два раза в случае исключения этого проектного решения.

3) Следующей эффективной мерой снижения значения общей ЧПАЗ является восстановление подачи теплоносителя в первый контур при компенсируемой течи из 1-го контура в течение 72 часов после отказа, системы ТА и системы ТН. Использование резерва времени для этого случая позволяет уменьшить значение общей ЧПАЗ в 3 раза по сравнению со случаем исключения этой меры.

4) Следующей эффективной мерой снижения значения общей ЧПАЗ является восстановление электроснабжения из энергосистемы в режиме останова при минимальном уровне теплоносителя в разгер-метезированном реакторе, поскольку общая величина ЧПАЗ могла бы быть увеличена в 1,6 раз по сравнению с вариантом исключения этой меры.

5) Снижение значений общей ЧПАЗ могло бы быть обеспечено с использованием результатов дополнительного анализа развития аварии для ожидаемых переходных режимов без срабатывания системы аварийного останова ядерного реактора и путем разработки мер, исключающих повреждение активной зоны при таких событиях. Величина ЧПАЗ могла бы быть снижена до 7.27Е-6 на реактор в год.

6) Результаты анализа чувствительности показывают существенное влияние критериев успеха для систем защиты реактора. Использование чрезвычайно консервативных критериев, определенных, как застревание в крайнем верхнем положении 2 из 121 органов системы аварийной защиты реактора приводит к увеличению величины ЧПАЗ до 5,9Е-5 на реактор в год (в 6 раз по сравнению с использованием реалистических критериев). Необходимо отметить, что использование реалистических критериев позволяет исключить необходимость выполнения анализов ожидаемых переходных режимов без срабатывания системы аварийной защиты реактора (ATWS).

7) Результаты анализа значимости и чувствительности показывают существенное влияние отказов по общей причине элементов СБ в послеаварийный период. Исключение такого отказа по общей причине могло бы привести к общему снижению величины ЧПАЗ до 4.64Е-6 на реактор в год.

8) Результаты анализа значимости и чувствительности показывают существенное влияние ошибочных действий персонала в послеаварийный период.

На основе изложенного выше можно сделать выводы о том, что применение ВАБ в процессе проектирования АЭС «Бушер» позволило разработать проектные решения, обеспечивающие снижение значений общей частоты ПАЗ до величины ниже 1.0Е-5 1/год и разработать проект этого блока, который соответствует в основном требованиям современной концепции глубокоэшелонированной защиты. ВАБ АЭС «Бушер» был подвергнут экспертизе миссии МАГАТЭ и иранского надзорного органа NNSD и с его использованием была получена лицензия NNSD на сооружение этого энергоблока, строительство которого завершается в настоящее время.

Применение ВАБ при обосновании возможности продления назначенного срока службы энергоблоков 3,4 НВАЭС

Материалы ВАБ уровня 1 для блоков 3, 4 НВАЭС, разработанные по проектам TACIS и NOVISA, были использованы для подготовки ВАБ в составе отчетов по углубленной оценке безопасности (ОУОБ) этих энергоблоков, представляемых эксплуатирующей организацией Росэнергоатом в Госатомнадзор России для получения лицензии на продление проектного срока службы. Проектные сроки службы составляют 30 лет и исчерпывались соответственно в 2001 для энергоблока 3 и в 2002 годах для энергоблока 4.

Ниже приводятся результаты ВАБ для блока 4, которые разрабатывались с учетом дополнительных мероприятий первого этапа модернизации реализованных в 2002 году, и с учетом замечаний экспертизы ГАН РФ по ВАБ блока 3 НВАЭС. ОУОБ для 4-го блока Нововоронежской АЭС был выпущен в 2002 году. Отчет содержит обзор и оценку всех факторов, определяющих текущий уровень безопасности энергоблока 4 НВАЭС с учетом реализации мер по повышению безопасности блока. ОУОБ разработан эксплуатирующей организацией с привлечением предприятий -разработчиков проектной и конструкторской документации. Он вошёл в комплект документов для получения долгосрочной лицензии.

Экспертиза ВАБ в составе ОУОБ для 4-го блока была проведена специалистами НТЦ Госатомнадзора РФ. Экспертиза не выявила замечаний, которые препятствуют выдаче лицензии на продление срока эксплуатации.

ВАБ 1 уровня по внутренним событиям для Ново воронежской АЭС был разделен на семь следующих основных задач:

1) Определение и группирование исходных событий. Был разработан полный перечень исходных событий (44 исходных события) для работы энергоблока на мощности, которые были сгруппированы в 33 группы исходных событий (Приложение таблица П4-1). Признаком исходного события было срабатывание аварийной защиты реактора и/или какой-либо системы безопасности. Перечень исходных событий разрабатывался на основе обобщенного перечня МАГАТЭ, анализа последствий отказов, инженерных оценок конструкции блока, опыта эксплуатации блоков 3,4 НВАЭС и блоков 1,2 Кольской АЭС, а также разработанных ранее ВАБ для блоков НВАЭС, Богунице V1, блоков 1,2 АЭС Козлодуй.

2) Анализ критериев успеха. На основе имеющихся и специально выполненных анализов аварийных процессов были определены критерии успеха в терминах минимальной конфигурации систем и действий персонала, необходимых и достаточных для выполнения отдельных функций безопасности, включённых в анализ. В поддержку анализа критериев успеха были проведены теплогидравлические расчеты по проекту НОВИСА (РНЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Гид ропресс»), а также - дополнительные специальные анализы изменения температуры в баке Б-8/3 и изменения параметров в герметичных помещениях при течах из первого контура размером ДуЮО (Атомэнер-гопроект, Москва).

3) Анализ аварийных последовательностей. Для моделирования аварийных последовательностей в каждой группе исходных событий использовались основные и трансферные (при необходимости) деревья событий. В рамках этой задачи была выявлена, описана и документально оформлена каждая аварийная последовательность, которая может привести к повреждению активной зоны. Деревья событий разрабатывались на основе анализа критериев успеха.

4) Анализ систем. Эта задача включала подготовку деревьев отказов систем, анализ видов отказов элементов систем и их последствий и выпуск окончательных вариантов описаний проекта систем. Было проанализировано двадцать три системы, включая новые системы (дополнительная система аварийной питательной воды, передвижная насосная установка с дизельным приводом, мобильный дизель-генератор).

5) Анализ данных. Эта задача включала:

Сбор и анализ данных по частотам исходных событий, требуемых для количественной оценки моделей ВАБ Нововоронежской АЭС. Для расчета частот переходных процессов были собраны данные по истории эксплуатации с остановами блоков 3 и 4 НВ АЭС за период с 1986 по 2001 гг. включительно. Остановы блоков разделялись по категориям в соответствии с определенными группами исходных событий. Частоты ряда течей из первого контура оценивались с учетом результатов обоснования концепции «течь перед разрушением», внедренной на 4-ом энергоблоке Нововоронежской АЭС;

Анализ данных по надежности оборудования, собранных за последние шесть лет (с 1992 по 1998 год) на основе опыта эксплуатации 3 и 4 блоков Нововоронежской АЭС, включая параметры надеж 249

ности оборудования, и данные по неготовности оборудования вследствие испытаний, техобслуживания и ремонта;

Адаптацию оценок параметров отказов по общей причине, полученных по опыту эксплуатации США, для 4-го энергоблока Нововоронежской АЭС. При моделировании отказов по общей причине использована многопараметрическая модель альфа-фактора. Поэтому были получены параметры модели для отказов различной размерности в группах элементов различной размерности;

Оценку вероятности особых событий, таких как забивание приямка бокса ПГ-ГЦН при течах первого контура различного размера.

6) Анализ надежности персонала. Эта задача включала определение, моделирование, отбор и количественную оценку событий с ошибками персонала в ВАБ Нововоронежской АЭС. В рамках этой задачи были проанализированы существующие станционные эксплуатационные инструкции. Были также проведены интервью с оперативным персоналом для лучшего понимания предполагаемого реагирования блока в конкретных аварийных условиях, определенных в процессе разработки ВАБ. Был проведен анализ как до-аварийных, так и послеаварийных ошибок персонала, включая восстановительные действия и зависимые ошибки.

ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ КАК ОСНОВА ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ ПО УПРАВЛЕНИЮ РАДИАЦИОННЫМ РИСКОМ ОТ АЭС

ГНУ ОИЭЯИ-“СОСНЫ”, Минск, Беларусь

В Республике Беларусь основная цель развития топливно-энергетического комплекса определена как «надежное и бесперебойное удовлетворение потребностей всех сфер экономики и населения различными видами энергоресурсов при соблюдении экологических требований, повышение энергобезопасности и снижение энергозависимости страны». С этой целью, в том числе, прогнозируется введение в энергетический баланс страны первого энергоблока АЭС мощностью до 1000 мВт. Среди рассматриваемых к введению типов реакторов лидирующее место занимает ВВЭР-1000.

Основная привлекательность реакторов типа ВВЭР для Беларуси заключается, прежде всего, в распространенности и, следовательно, хорошо изученности, в дешевизне используемого в них теплоносителя-замедлителя (обычно вода) и характеризующиеся относительной безопасности в эксплуатации.

Для страны, существенно пострадавшей в результате аварии на ЧАЭС, вопросы ядерной и радиационной безопасности планируемого объекта атомной энергетики выступают на первый план.

Объективная реальность свидетельствует, что никакие промышленные объекты, использующие источники ионизирующего излучения, в принципе не могут быть абсолютно безопасными, тем более такие крупные как АЭС. Опасность – это внутреннее свойство источника, состоящее в потенциальной способности приносить вред здоровью людей и окружающей среде. Для того чтобы реагировать на ситуации, которые могут быть опасны или сами по себе, или в том случае, когда не предпринимаются никакие необходимые действия, разрабатываются системы безопасности . Такие системы должны генерировать правильные выходные сигналы, предотвращающие опасность или ограничивающие ее последствия и позволяющие лицу, принимающему решение по введению в действие тех или иных мер, четко ответить на вопрос, какая из контрмер должна быть использована. Международный опыт анализа инцидентов на ядерных объектах показывает, что большинство из них были вызваны не каким-нибудь трудноуловим отказом системы, а дефектами, которые можно было предвидеть, если бы на всем жизненном цикле применялся бы систематический подход, основанный на риске. Ясно также, что, несмотря на технологические различия типов реакторов, идеи обеспечения безопасности, необходимые для предотвращения отказов, остаются одними и теми же. Яркое свидетельство тому, анализ самой крупномасштабной аварии в истории атомной энергетики – аварии на ЧАЭС.

В состав Чернобыльской АЭС входили четыре реактора типа РБМК тепловой мощностью 3200 МВт каждый. В 1986 году на 5 АЭС эксплуатировалось 15 реакторов данного типа, именно на таких реакторах базировалась значительной ядерной энергетики СССР. После двух с небольшим лет нормальной эксплуатации 4-й блок нуждался в остановке на плановый ремонт. В процессе остановки ректора проводились экспериментальные испытания одного из турбогенераторов. Целью испытаний являлась проверка возможности использования механической энергии ротора для внутренних нужд энергоблока в условиях обесточивания.

Результаты проведения ВАБ на стадии эксплуатации объекта можно рассматривать в контексте непрерывного повышения безопасности, даже в случае, когда признано, что объект безопасен. В этом случае, организации, ответственные за проектирование и эксплуатацию должны стремиться с помощью непрерывного выполнения элементов ВАБ выявить потенциальные проблемы в области обеспечения безопасности. Схематично роль ВАБ на этапе эксплуатации представлена на рис. 2.

0 " style="border-collapse:collapse;border:none">

Непрерывный анализ может помочь обнаружить возросшую вероятность отказа прежде его реализации, что поможет в свою очередь предотвратить существенный ущерб. Следовательно, проведение ВАБ может рассматриваться как обязательный элемент в управлении безопасностью. Основой такого управления должно являться соответствие результатов ВАБ принятым критериям безопасности.

Согласно технической информации в проекте АЭС ВВЭР-1000 в основном применяются отработанные технологии, узлы и системы, и максимально используется опыт проектирования, изготовления и эксплуатации уже существующих АЭС этого типа. В этих реакторах реализованы самые современные подходы к обеспечению безопасности, основанные на принципе глубокоэшелонированной защиты и предполагающие несколько последовательно срабатывающих уровней безопасности: в случае непредвиденных ситуаций при отказе одного уровня защиты, безопасность гарантируется наличием последующих. Первый уровень защиты предотвращает выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. На втором гарантируется предотвращение выхода продуктов деления в теплоноситель главного циркулярного контура. Третий контролирует предотвращение выхода продуктов деления под защитную герметичную оболочку, и созданная система защитных герметичных ограждений предотвращает выход продуктов деления в окружающую среду.

На случай отказа всех физических барьеров безопасности существует еще один дополнительный защитный уровень, на котором определенные защитные системы включаются автоматически, когда даже самые незначительные показатели работы АЭС (температура, давление, мощность и другие) начинают превышать определенные показатели. Это так называемая пассивная, т. е. не требующая вмешательства операторов и подвода энергии от внешних источников система безопасности и гарантирующая, в случае необходимости, надежный останов реактора.

Безопасность АЭС обеспечивается при нормальной эксплуатации в течение всего проектного срока службы, принятого равным 50 лет, при возникновении заданного проектом количества аварийных ситуаций, а также при проектных и запроектных авариях. Вероятность значительного повреждения топлива – плавления не превышает 10-6 в год на реактор, а вероятность превышения предельного аварийного выброса, приводящего к необходимости эвакуации населения за пределы расстояний, устанавливаемых нормативными требованиями к размещению АЭС, не превышает 10-7 в год на реактор. Уровни воздействия на населения при работе АЭС данного типа составляют не более 0,1 % от существующего облучения, что соответствует международным рекомендациям.

Собственных исследований безопасности проектов АЭС типа ВВЭР-1000 в Республике Беларусь не проводилось. Однако результаты работы (), выполненной еще в 1997 году по оценке возможного радиационного загрязнения воздуха, почвы и прогноз оценок доз для населения при нормальной эксплуатации и в случае аварийных ситуаций на примере реактора типа ВВЭР-640 свидетельствуют о соответствии уровней безопасности реакторов данного типа существующим национальным критериям .

На сегодняшний день в Республике Беларусь в качестве закрепленного в нормативно-правовых документах вероятностного показателя безопасности можно рассматривать только предел индивидуального пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года, равный для населения - 5×10-5 . Приведенное значение допустимо интерпретировать как вероятностный критерий безопасности для ВАБ третьего уровня. Однако самой распространенной мерой риска для большинства АЭС в международной практике определена вероятность в единицу времени (частота) повреждений активной зоны реактора .

Следовательно, в свете планируемого развития ядерной энергетики в Беларуси для возможности реализации эффективного управления в области приятия решений по вопросам ядерной безопасности нужно совершенствовать существующую нормативную базу. При этом при разработке нормативно-технической и методической документации необходимо регламентировать вероятностные критерии безопасности, позволяющие осуществлять поддержку принятия решений по таким существенным вопросам как ядерная и радиационная безопасность.

Список литературы

1. 20 лет после чернобыльской катастрофы: последствия в Республике Беларусь и их преодоление. Национальный доклад/ Под редакцией, . – Комчернобыль, Минск, 2006.

2. Safety Analysis for Research Reactors/ Safety reports series no. 55 IAEA, Vienna, 2008.

3. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3, IAEA, Vienna, 1988.

4. Combining Risk Analysis and Operating Experience (Report of a Technical Committee Meeting, Vienna, 25-29 November 1985), IAEA, Vienna, 1986.

5. Техническая информация о вновь разрабатываемых проектах АЭС с реакторами ВВЭР, Атомэнергопроект, Санкт-Петербург, 1996.

6. Оценка возможного радиационного загрязнения воздуха, почвы и прогноз дозовых нагрузок на население при нормальной эксплуатации и в случае аварийных ситуаций. Отчет о научно-исследовательской работе / руководитель работ, ответственный исполнитель. – Институт проблем энергетики НАН Беларуси, Минск, 1997.

7. Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000), Минск, 2000.

Рассмотрены основы теории безопасности атомных станций (АС). Дается систематическое изложение современной методологии, принципов и критериев вероятностного анализа безопасности (ВАБ) энергоблоков АС. Большое внимание уделено математическим методам и моделям теории безопасности и риска с позиций ВАБ. Детально изложены технология выполнения ВАБ АС и методика оценки безопасности АС на основе ВАБ. Теоретические основы безопасности и ВАБ применены для выработки решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с ВВЭР.
Для научных работников и проектантов НИИ и КБ, инженерно-технического персонала по обеспечению безопасности АС, аспирантов и студентов энергетических вузов и факультетов повышения квалификации работников ядерной отрасли.

Актуальность проблемы безопасности АС.
Прошедшие пятьдесят лет второй половины XX в. с точки зрения развития ядерной энергетики были годами решения проблемы обеспечения безопасности атомных станций (АС). После аварий на «Три Майл Айленд» в США (1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.) вопросы безопасности эксплуатации АС стали основными направлениями научно-технического прогресса в ядерной энергетике. Во всех странах, где эксплуатируются и строятся АС, реализуются программы анализа достигнутого уровня безопасности и разрабатываются комплексные программы обеспечения безопасности на всех стадиях жизненного цикла: проектирования, строительства, производства, монтажа, наладки, эксплуатации и ремонта оборудования энергоблоков АС и снятия их с эксплуатации.

Современная философия обеспечения безопасности впервые наиболее четко сформулирована специалистами Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) в «Основных принципах безопасности атомных станций» . В этом документе рассматриваются цели и принципы, осуществление которых позволит достичь приемлемого уровня безопасности АС. При этом цели провозглашают, что должно быть достигнуто, а принципы - как должны быть реализованы эти цели. К целям безопасности относятся:
защита персонала АС, населения и окружающей среды от радиологической опасности за счет создания и поддержания на АС эффективных мер защиты (снижение риска);
обеспечение при нормальной эксплуатации и авариях непревышения доз облучения на станции и выбросов радиоактивных веществ на разумно достижимом низком уровне (радиационная защита);
предотвращение проектных аварий и ослабление последствий проектных и запроектных аварий, необходимость контроля развития и последствий таких аварий (техническая безопасность).

Бесплатно скачать электронную книгу в удобном формате, смотреть и читать:
Скачать книгу Безопасность атомных станций, Вероятностный анализ, Острейковский В.А., Швыряев Ю.В., 2008 - fileskachat.com, быстрое и бесплатное скачивание.

Скачать pdf
Ниже можно купить эту книгу по лучшей цене со скидкой с доставкой по всей России.