Вероятностный анализ безопасности как основа для принятия решений по управлению радиационным риском от аэс. Вероятностный анализ безопасности

Размер: px

Начинать показ со страницы:

Транскрипт

1 Вероятностный анализ безопасности первого уровня АЭС с энергоблоками ВВЭР-1500 Е.В.Байкова, к.т.н. Г.В.Токмачев, В.Р.Чулухадзе, д.т.н. Ю.В.Швыряев В статье представлены результаты вероятностного анализа безопасности (ВАБ) 1-го уровня, проведенного для внутренних инициирующих событий (ИС). Рассмотрены эксплуатационные состояния (ЭС) при работе энергоблока на номинальной или пониженных уровнях мощности и в режимах с остановленным реактором. Отчет по ВАБ первого уровня разработан в составе проектной документации по базовому проекту АЭС с реактором ВВЭР-1500 в соответствии с требованиями нормативных документов ОПБ-88/97 , РБ и РБ и Технического задания на разработку базового проекта АЭС с реактором ВВЭР Цель и объём анализа Основная цель выполнения работы состояла в проведении всесторонней комплексной (качественной и количественной) оценки достигнутого в проекте уровня безопасности энергоблока, включая: оценку соответствия проекта основным инженерным (детерминистическим) принципам и критериям современной концепции глубоко эшелонированной защиты, которые сформулированы в отечественных нормативных документах , в материалах МАГАТЭ и EUR ; подтверждения соответствия полученного по результатам вероятностного анализа безопасности среднего значения общей, т.е. суммарной по всем инициирующим событиям, частоты повреждения ядерного топлива (ПЯТ) вероятностному целевому показателю, принятому в техническом задании на разработку проекта АЭС c реактором ВВЭР В соответствии с техническим заданием для обеспечения радиационной безопасности вероятность тяжелого повреждения активной зоны для всех ЭС энергоблока, включая эксплуатационные состояния с остановленным реактором, не должна превышать на реактор в год, что на порядок ниже целевого значения, приведенного в п ОПБ-88/97 ; оценку эффективности и сбалансированности проектных решений на основе анализа вкладов в среднее значение общей частоты ПЯТ от различных ЭС энергоблока, групп ИС, невыполнения функций безопасности, отказов систем, отказов общего вида (ООВ) элементов и ошибочных действий персонала. 1

2 В качестве источника радиоактивности при разработке ВАБ первого уровня рассмотрено ядерное топливо в активной зоне реактора. К внутренним ИС отнесены единичные или множественные отказы (включая отказы по общей причине) систем, оборудования и элементов, включая обесточивание АЭС, а так же ошибки персонала, которые либо непосредственно вызывают ПЯТ, либо могут привести к таким событиям в случае невыполнения функций безопасности, предусмотренных для предотвращения таких повреждений или ограничения их размеров. Методология анализа В качестве методологической основы для разработки ВАБ для внутренних ИС используется широко применяемая в мировой практике методология деревьев событий (ДС) и деревьев отказов (ДО). При выполнении ВАБ использованы рабочие инструкции по выполнению отдельных задач ВАБ, которые разработаны в ФГУП «Атомэнергопроект» и имеют статус стандарта предприятия. В рамках проведения ВАБ выполнены следующие основные задачи. Определение эксплуатационных состояний Среди ЭС энергоблока, в которых могут возникать ИС, рассмотрены режимы работы на полной и пониженной мощности, включая минимально-контролируемый уровень нейтронной мощности реактора, и режимы с остановленным реактором, включая перегрузку ядерного топлива. При разделении эксплуатационного цикла энергоблока на отдельные ЭС рассмотрены следующие факторы: диапазон изменения параметров и состояний реакторной установки, включая уровни остаточных энерговыделений в реакторе и бассейне выдержке, температуру, давление, концентрацию борной кислоты, уровень теплоносителя в реакторной установке, герметичность реактора (закрыта или снята крышка); конфигурация систем, осуществляющих нормальный отвод тепла от активной зоны в каждом из выделенных диапазонов изменения параметров; действия персонала по осуществлению операций, необходимых в рассматриваемом диапазоне; 2

3 конфигурация систем безопасности и условия введения их в действие в рассматриваемом диапазоне, включая способы управления системами безопасности (автоматический или оператором), управляющие сигналы и уставки. Помимо указанных факторов для каждого эксплуатационного состояния была определена его длительность. Для режимов с остановленным реактором были определены виды остановов энергоблока, включая следующие: останов для проведения частичной замены ядерного топлива (ЯТ) и проведения средних плановых ремонтов основного оборудования реакторной установки, турбоустановки и элементов систем безопасности; останов для проведения полной замены ЯТ и проведения капитальных ремонтов основного оборудования реакторной установки, турбоустановки и элементов систем безопасности; внеплановый останов для ремонта оборудования. Анализ, отбор и группирование инициирующих событий Для составления перечня внутренних ИС использованы следующие источники: материалы предварительного отчета по обоснованию безопасности АС, в котором приводятся перечни ИС для проведения детерминистических анализов безопасности и результаты расчетов аварийных процессов; результаты инженерного анализа режимов работы энергоблока и систем, их конфигураций и алгоритмов действий персонала в рассматриваемых ЭС; отраслевая база данных и эксплуатационная документация по нарушениям и авариям на действующих АЭС с ВВЭР-1000; перечни ИС из ранее разработанных ВАБ для АЭС с ВВЭР-1000 и другие источники обобщенных данных, включая материалы МАГАТЭ. В рамках настоящей работы был проведен анализ перечней ИС, рассматриваемых в ВАБ первого уровня для следующих российских и зарубежных энергоблоков с реактором ВВЭР-1000: энергоблоки 1, 5 Балаковской АЭС; энергоблок 5 Нововоронежской АЭС; энергоблок 1 Калининской АЭС; 3

4 энергоблок 5 Запорожской АЭС в Украине; энергоблок 1 Южно-Украинской АЭС в Украине; АЭС Тяньвань в Китае; АЭС Куданкулам в Индии; АЭС Бушер в Иране; АЭС Темелин в Чехии; энергоблок 5 АЭС Козлодуй в Болгарии. В результате, были разработаны перечни ИС для работы энергоблока на мощности и режимов с остановленным реактором, которые были объединены в группы ИС, характеризующиеся одинаковыми конфигурацией систем безопасности, функциями безопасности и критериями успешного их выполнения (критериями успеха). В частности, для режима работы на полной мощности было идентифицировано 34 группы ИС, среди которых рассмотрены следующие категории ИС: ИС с течами из 1-го контура внутри защитной оболочки (ЗО), возникновение которых требует выполнения функций приведения реактора в подкритическое состояние, поддержания запаса теплоносителя в активной зоне и отвода тепла от активной зоны; течи из 1-го контура во 2-ой контур, возникновение которых требует выполнение функций приведения реактора в подкритическое состояние, изоляции аварийного парогенератора (ПГ) от главного парового коллектора и от окружающей среды, поддержания запаса теплоносителя в активной зоне и отвода тепла от активной зоны; ИС с течами из 1-го контура за пределы ЗО, возникновение которых требует выполнения функций изоляции течей; ИС с переходными процессами, возникновение которых требует введение в действие системы аварийной защиты реактора и/или выполнения функций отвода тепла от активной зоны; ИС, требующие административного останова блока. Анализ и моделирование аварийных последовательностей Моделирование аварийных последовательностей (АП) или моделирование путей протекания аварий проводилось для определения полных множеств конечных состояний (КС) без повреждения и с повреждением ядерного топлива для каждой рассматриваемой группы ИС. 4

5 В качестве КС без ПЯТ рассмотрены стабильные состояния без превышения установленных проектных пределов повреждения ТВЭЛ ов (температура оболочек ТВЭЛ ов не более 1200 ºС; локальная глубина окисления оболочек ТВЭЛ ов не более 18 % первоначальной толщины стенок; доля прореагировавшего циркония не более 1 % его массы в оболочках ТВЭЛ ов) в условиях «холодного» или «горячего» останова энергоблока. В качестве методологической основы для моделирования АП использован метод деревьев событий (ДС). ДС представляет собой логическую диаграмму, по которой определяется множество возможных КС без повреждения и с повреждением ядерного топлива. Каждое из таких КС является реализацией определенных совокупностей (сочетаний, комбинаций) промежуточных событий при заданном ИС. В качестве промежуточных рассмотрены события невыполнения функций безопасности из-за отказов систем и/или ошибочных действий персонала. Для каждого ЭС разработано несколько десятков ДС, в частности, для режима работы на мощности их число составило 34 основных и 33 трансферных ДС. Моделирование АП проведено на основе критериев успеха, полученных по результатам расчетов аварийных процессов с применением компьютерных программ и методов улучшенной оценки. Это обеспечивает разработку реалистических вероятностных моделей, наиболее близко отражающих действительное протекание аварий. В рамках этой задачи выявлена, описана и документально оформлена каждая аварийная последовательность, которая может привести к ПЯТ. Анализ надежности систем Эта задача заключалась в анализе видов отказов отдельных элементов и их последствий с точки зрения влияния на работоспособность систем. Задача выполнялась путем разработки детальных моделей надежности всех технологических, обеспечивающих (охлаждающая вода, вентиляция, электроснабжение) и управляющих систем в форме деревьев отказов (ДО). ДО представляет собой логическую диаграмму, по которой определяется возникновение основного (или вершинного) события, заключающегося в отказе системы выполнить заданную функцию вследствие комбинаций отказов отдельных элементов системы (базовых событий). ДО разрабатывались для каждой из выполняемых системой функций безопасности применительно к каждому ИС, требующему их выполнения. Модели разработаны для 16 систем. 5

6 Разработка ДО каждой системы включала выполнение следующих этапов: 1) Формулировка понятия отказа системы при выполнении заданной функции безопасности на основе критериев успеха, определенных при моделировании АП. 2) Анализ технологических или структурных схем системы с определением её границ, состава и границ входящих в неё элементов. 3) Анализ состояния, режимов работы, технического обслуживания и ремонтов системы и её элементов при нормальной эксплуатации и в течение периодов после возникновения ИС, требующих функционирования системы. 4) Определение для каждого элемента присущих ему видов отказов с оценкой влияния отказов элементов на работоспособность структурных единиц системы и системы в целом с учетом условий функционирования, технического обслуживания и восстановления работоспособности. Для каждого вида отказов определены показатели надежности, значения которых оценивались в задаче анализа данных. Виды отказов элементов совместно с их показателями надежности использовались в качестве исходных данных для базовых событий при построении ДО. 5) Выполнение анализа зависимостей, включая выявление зависимостей между технологическими и обеспечивающими системами и элементами и выявление общих для различных систем частей и элементов. 6) Выполнение анализа отказов общего вида (ООВ 1), в качестве которых рассмотрены зависимые отказы двух или более элементов, возникающие одновременно или на коротком промежутке времени вследствие общей причины. Анализ ООВ включал следующие этапы: анализ реализованных в проекте мер защиты от ООВ; выявление групп элементов, потенциально подверженных ООВ; выбор параметрических моделей для количественной оценки интенсивностей (вероятностей) реализации ООВ. В качестве параметрических моделей для количественной оценки ООВ использованы модели α и β-факторов; включение сформированных групп ООВ в модель надежности системы. 7) Идентификация ошибочных действий персонала, которые влияют на работоспособность системы, и включение их в ДО в качестве базовых событий. 8) Построение графов ДО для структурных единиц системы и систем в целом. 1 ООВ отказы общего вида, которые являются разновидностью отказов по общей причине (ООП). Факторами, способствующими возникновению ООВ, являются одинаковость конструкции, режимов использования, технического обслуживания и условий окружающей среды. 6

7 Анализ надежности персонала Целью данного этапа являлась разработка моделей для действий персонала, перечень которых был определен на основе анализов АП и ДО. При анализе ошибок персонала, моделируемых в ВАБ, рассмотрены следующие их категории: предаварийные ошибки персонала (ОП), которые представляют собой ошибочные действия персонала до возникновения ИС и приводят к неготовности оборудования или системы. Определение перечня предаварийных ОП проведено по результатам анализа надежности систем; послеаварийные ОП, которые представляют собой ошибки персонала при выполнении управляющих действий после возникновения ИС и приводят к невыполнению функций безопасности на послеаварийном периоде. Определение перечня возможных послеаварийных ОП выполнено на основе анализа аварийных последовательностей и анализа надежности систем; зависимые ошибки персонала при выполнении двух или более последовательных действий на послеаварийном периоде. Анализ зависимых ОП проведен на основе анализа АП и перечня минимальных сечений для конечных состояний с ПЯТ. Для решения задачи оценки вероятности ошибок персонала были использованы следующие материалы: методика оценки вероятности ошибки человека THERP для предаварийных ошибок персонала и зависимых ошибок персонала, процедура анализа надежности персонала и процедура систематического анализа надежности персонала SHARP для послеаварийных ОП ; результаты анализа надежности персонала, выполненного для действующих АЭС с ВВЭР Особенностью анализа надежности персонала для энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1500 (РУ В-448) являлось то, что данный анализ выполняется на стадии разработки базового проекта. На этой стадии отсутствуют эксплуатационные инструкции, инструкции по ликвидации аварий, регламент безопасной эксплуатации блока, рабочие программы комплексных испытаний оборудования блока, инструкции по контролю исправности оборудования систем безопасности. Поэтому анализ надежности персонала носит предварительный характер, а его результаты будут использованы при разработке 7

8 эксплуатационной документации. Количественная оценка вероятностей ошибок персонала на текущей стадии проекта проведена с учетом следующих предположений и допущений: уровень эксплуатационной документации, регламентирующей действия персонала АЭС при эксплуатации блока и ликвидации аварий, будет не ниже, чем для действующих блоков с ВВЭР-1000; уровень квалификации персонала АЭС с ВВЭР-1500 будет не ниже, чем для действующих блоков с ВВЭР Предполагается, что весь персонал имеет достаточный опыт работы на аналогичных местах (не менее полугода). На следующей стадии проекта после разработки эксплутационной документации будет проведен более детальный анализ надежности персонала. Анализ данных В рамках выполнения ВАБ требуется проведение сбора и обработки данных для формирования базы данных по частотам инициирующих событий, показателям надежности оборудования и параметрам ООВ. В доэксплуатационный период, когда выполнялся ВАБ АЭС с ВВЭР-1500, специфическая для этой АЭС база данных по указанным параметрам отсутствует. Поэтому для сбора и получения необходимой информации были использованы все возможные источники информации: национальная база данных по нарушениям в работе АЭС, которая содержит информацию о переходных процессах на АЭС с ВВЭР-1000 России и Украины; базы данных по надежности оборудования АЭС с ВВЭР-1000; результаты вероятностно-прочностных расчетов, полученные ФГУП ОКБ «Гидропресс» для разрывов первого контура на ВВЭР-1500; результаты ВАБ для проектируемых и строящихся АЭС с ВВЭР-1000, а именно: АЭС Тяньвань в Китае, АЭС Куданкулам в Индии и 5,6-го блоков Балаковской АЭС, являющихся наиболее близкими аналогами к проекту с реактором ВВЭР-1500; использование упрощенных логических моделей для оценки частот ряда ИС; обобщенные данные. Разработка вероятностной модели энергоблока и выполнение количественных оценок ПЯТ Разработка вероятностных расчетных моделей и количественная оценка частоты повреждения ядерного топлива в активной зоне, а также анализы значимости, чувствительности и неопределенностей выполнены с использованием кода Risk Spectrum 8

9 PSA Professional, версия Программа аттестована Госатомнадзором Российской федерации, регистрационный номер аттестационного паспорта 160 от Программное средство Risk Spectrum PSA Professional позволяет разрабатывать и анализировать модели риска и надежности методом ДО и ДС и выполнять вероятностные расчеты. Основу алгоритма расчетов составляют генерация и количественная оценка минимальных сечений, представляющих собой минимальный по количеству набор событий, обусловливающих наступление вершинного события анализируемого ДО или конечных состояний АП. При этом Risk Spectrum PSA Professional позволяет неявно моделировать ООВ на ДО. Расчетная модель включает полный комплекс логически связанных между собой ДС, функциональных и системных ДО, баз данных по показателям надежности элементов, параметрам моделей ООВ, частотам ИС и значениям вероятностей ошибочных действий персонала, полученных по результатам анализа надежности персонала. Объем количественных анализов АП включал следующие виды количественных оценок: точечная оценка значения общей, то есть суммарной по всем АП частоты ПЯТ; точечные оценки значений частот АП с повреждением и без повреждения активной зоны для каждой из рассматриваемых групп ИС; анализы неопределенностей значений частоты ПЯТ с определением математического ожидания (среднего значения), медианы, а также верхних и нижних границ 90 % доверительного интервала; анализы значимости для определения вклада в значение общей частоты ПЯТ от отказов элементов, ООВ, ошибочных действий персонала, систем и групп ИС; анализы чувствительности для оценки эффективности новых проектных решений и принятых в ВАБ предположений. Результаты анализа Результаты ВАБ содержат необходимую информацию для проведения всесторонних комплексных (качественных и количественных) оценок и обоснований достигаемого в проекте уровня безопасности. В ВАБ проведена оценка эффективности проектных решений для снижения вероятностей реализации запроектных аварий с тяжелыми радиационными последствиями и/или тяжелыми повреждениями источников радиоактивности. 9

10 Качественная оценка безопасности Основные задачи качественного анализа безопасности состояли в установлении степени соответствия проектных решений основным принципам современной концепции глубокоэшелонированной защиты, изложенным в ОПБ-88/97 и отчете МАГАТЭ INSAG-12 , включая следующие: принцип единичного отказа; обеспечение защиты от отказов по общей причине и ООВ; принцип физического разделения; принцип разнообразия; обеспечение защиты от ошибочных действий эксплуатационного персонала; расширенное применение систем пассивного принципа действия; обеспечение более высокого уровня надежности для функций безопасности с большей частотой требований на их выполнение; снижение (насколько это возможно) значений частот или вероятностей отказов оборудования и элементов, приводящих к возникновению исходных событий аварий. Несомненным достоинством приведенных выше детерминистических принципов является простота их понимания и подкрепление практикой использования в различных областях техники. Следует отметить, что они, являясь основой при обосновании безопасности, имеют вероятностную природу. Практически все эти принципы имеют безусловную направленность на снижение риска от использования АЭС за счет снижения размеров радиационных последствий при авариях и/или за счет снижения вероятностей или частот реализации таких аварий. При использовании ВАБ обеспечено рассмотрение расширенного (по отношению к детерминистическим подходам) числа ИС и отказов, анализ безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1500 для различных режимов ее работы и эксплуатационных состояний, а также определение показателей риска. Поэтому применение ВАБ позволило оценить безопасность АЭС на качественно ином уровне, что повышает общественную приемлемость использования АЭС, а с учетом определения вклада систем и мероприятий в показатели риска (т.е. их эффективности) помогает существенно оптимизировать соотношение безопасность/экономика. 10

11 Оценка соответствия проекта АЭС с реактором ВВЭР-1500 приведенным выше детерминистическим принципам с применением результатов ВАБ проведена на функционально-системном и элементном уровнях. Анализ ДС, проведенный на функционально-системном уровне, показал, что на большинстве из ДС отсутствуют АП с повреждением активной зоны, которые реализуются при отказе только одной системы безопасности. Подавляющее число аварийных АП с ПЯТ реализуется при совместном отказе двух или более систем. В частности, АП, возникающие вследствие невыполнения функций отвода тепла через второй контур, реализуются при совместном отказе активных и пассивных систем отвода тепла по второму контуру. Другим примером являются АП с ПЯТ при течах из первого контура, которые возникают при совместном отказе активной системы аварийного охлаждения активной зоны и одной из пассивных систем. Исключение составляют АП при течах из первого контура за пределы ЗО, которые реализуются при неизоляции течи (незакрытии локализующей арматуры на аварийном трубопроводе). Следует, однако, отметить, что снижение частот таких АП достигается за счет применения принципа конструкционного разнообразия, в соответствии с которым предусмотрена установка на этих трубопроводах изолирующих задвижек различной конструкции: с пневмо- и электроприводами. Качественная оценка безопасности на элементном уровне в проекте АЭС с реактором ВВЭР-1500 выполнена на основе анализа перечня минимальных сечений. Минимальные сечения представляют собой комбинации минимального числа базовых событий функционально-системных ДО и ДС, приводящие к ПЯТ. В состав минимальных сечений совместно с ИС могут входить независимые отказы, ООВ групп элементов систем важных для безопасности, ошибочные действия персонала и события, связанные с осуществлением мер по управлению запроектными авариями (например, использование временнóго резервирования для восстановления критических функций безопасности). На качественном уровне анализ перечня минимальных сечений, в частности, позволяет сделать следующие выводы о влиянии различных факторов на безопасность АЭС с ВВЭР-1500: в составе минимальных сечений, определенных для полного перечня, отсутствуют минимальные сечения, содержащие дополнительно к ИС только один независимый отказ элемента систем безопасности или только одно ошибочное действие персонала, учет которых требуется в соответствии с ОПБ-88/97 . Исключением является такое запроектное ИС, как катастрофический разрыв корпуса реактора, который непосредственно ведет к 11

12 повреждению активной зоны, но имеет очень низкую вероятность. Это показывает, что проект систем безопасности соответствует принципу единичного отказа, и в проекте обеспечена защита от ошибочных действий эксплуатационного персонала на должном уровне; в составе минимальных сечений отсутствуют минимальные сечения, содержащие ООВ одной группы однотипных элементов дополнительно к ИС. Это показывает, что в проекте предусмотрена достаточная защита от отказов по общей причине. Анализ качественных результатов ВАБ на системно-функциональном и элементном уровне показывает, что концепция безопасности, принятая в проекте АЭС с реактором ВВЭР-1500, обеспечивает выполнение всех приведенных выше инженерных (детерминистических) принципов современной концепции глубокоэшелонированной защиты. Количественная оценка безопасности Полученное в результате расчетов среднее значение общей частоты ПЯТ для рассматриваемых внутренних ИС при длительности послеаварийного периода 24 ч составляет 2, на реактор в год для режима работы энергоблока на мощности и 5, на реактор в год для режимов с остановленным реактором, что в сумме составляет 8, на реактор в год. Это ниже значения целевого показателя 1, на реактор в год, определенного в техническом задании на базовый проект АЭС с реактором ВВЭР-1500, и более чем в десять раз ниже значения целевого показателя на реактор в год, установленного в ОПБ-88/97 . Такие результаты доказывают эффективность применяемых в базовом проекте новых проектных решений для достижения высокого уровня безопасности. Для того чтобы сравнить уровень безопасности, достигнутый в проекте АЭС с ВВЭР-1500, с другими проектами на сопоставимой базе, была рассмотрена суммарная частота ПЯТ для проектных ИС, возникающих при работе энергоблока на мощности (без учета разрыва корпуса реактора). Такая база для сравнения выбрана из-за того, что ВАБ для этих проектов выполнены в различном объеме. Это сравнение дает следующие результаты: АЭС с ВВЭР, на реактор в год; АЭС Тяньвань 3, на реактор в год ; АЭС Куданкулам 2, на реактор в год ; блок 1 Балаковской АЭС 3, на реактор в год. 12

13 Таким образом, в проекте АЭС с ВВЭР-1500 получен уровень безопасности, сравнимый с АЭС Куданкулам и более высокий относительно других проектов АЭС в части защиты от внутренних ИС при работе энергоблока на мощности. Такое снижение частоты ПЯТ достигнуто за счет применения новых проектных решений. Следует отметить, что результаты ВАБ базового проекта АЭС с ВВЭР-1500 получены для перечня ИС при работе энергоблока на мощности, расширенного по сравнению с перечнем ВАБ для действующих и вводимых в эксплуатацию энергоблоков с ВВЭР Расширение перечня обосновано результатами анализа обобщенных перечней ИС, опыта проведения ВАБ и опыта эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000, а также инженерным анализом энергоблока базового проекта с реактором ВВЭР Сравнительный анализ результатов ВАБ, выполненного для АЭС с ВВЭР-1500, с результатами ВАБ для АЭС с реактором ВВЭР-1000 показал, что современные проектные решения оказывают существенное влияние на снижение вклада в частоту ПЯТ от отдельных категорий ИС, и как следствие, на значительное снижение этого вероятностного показателя безопасности по сравнению с АЭС, где такие мероприятия не внедрены. К этим проектным решениям, в частности, относятся следующие: применение в базовом проекте АЭС с реактором ВВЭР-1500 системы пассивного отвода тепла и установка изолирующих задвижек вместо обратных клапанов после быстродействующих запорно-отсечных клапанов БЗОК обеспечивают значительное снижение вклада от переходных процессов; применение в базовом проекте АЭС с реактором ВВЭР-1500 автоматических сигналов течи из первого во второй контур и введение по этим сигналам в действие систем безопасности (срабатывание аварийной защиты реактора, запуск систем аварийного расхолаживания ПГ и пассивного отвода тепла в режим расхолаживания, закрытие изолирующих задвижек на паропроводах и трубопроводах питательной воды аварийного парогенератора) значительно уменьшает вклад от течей из первого контура во второй контур; использование одного канала системы аварийного и планового расхолаживания первого контура для целей нормальной эксплуатации обеспечивает дополнительную защиту от отказов по общей причине. Применение этого решения совместно с использованием гидроемкостей второй ступени и системы пассивного отвода тепла позволяет снизить вклад от течей из первого контура внутри ЗО; 13

14 применение изолирующих клапанов разной конструкции (с пневмо- и электроприводами) на каждой трубной проходке через ЗО обеспечивает снижение вклада от течей из первого контура за пределы ЗО. По результатам анализов вкладов от ООВ и ошибочных действий персонала проведена оценка эффективности предусмотренных в проекте мер по защите от влияния таких событий и оценка эффективности использованных в проекте инженерных принципов безопасности. Анализ вкладчиков в частоту ПЯТ показал, что применение принципа функционального и конструктивного разнообразия в системах безопасности позволяет обеспечить глубокую защиту от отказов по общей причине, а применение пассивных систем и активных систем, не требующих для своего функционирования вмешательства персонала - от ошибочных действий персонала. Результаты ВАБ показали, что в проекте АЭС с реактором ВВЭР-1500 получен более высокий уровень безопасности по сравнению с действующими АЭС, который полностью удовлетворяет жестким требованиям, предъявляемым к новым АЭС. Результаты ВАБ подтверждают, что в базовом проекте АЭС с реактором ВВЭР-1500 обеспечено выполнение всех основных инженерных принципов современной концепции глубокоэшелонированной защиты, включая принципы функционального и конструктивного разнообразия, защиты от ошибочных действий персонала, физического разделения и обеспечения более высокой надежности выполнения функций безопасности с большой частотой требований. Список литературы 1. «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций», ОПБ-88/97, НП, Госатомнадзор России, «Рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций уровня 1 для внутренних инициирующих событий», РБ, Госатомнадзор России, Москва, «Основные рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций», РБ, Федеральная служба по атомному надзору, Москва, «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants». A report by the International Nuclear Safety Advisory Group/ Safety Series No.75-INSAG-3, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1988 (на английском языке). 5. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants 75-INSAG-3 Rev.1.» INSAG-12. A report by the International Nuclear Safety Advisory Group. International Atomic Energy Agency, Vienna, 1999 (на английском языке). 14

15 6. «European Utility Requirements for LWR Nuclear Plants», Revision C, April 2001 (на английском языке). 7. Swain, A.D., Guttman, H.E., «Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications», U.S. NRC, NUREG/CR-1278 (THERP) (на английском языке). 8. «Accident Sequence Evaluation Program. Human Reliability Analysis Procedure», U.S. NRC, NUREG/CR-4772, February 1987 (на английском языке). 9. Hannaman, G.W., Spurgin, A.J., and Fragola, J.R., «Systematic Human Action Reliability Procedure (SHARP)», NP-3583, Electric Power Research Institute, 1984 (на английском языке). 10. Ershov, G., Sobolev, A., «Plant Status and PSA of Tianwan NPP», International Workshop "Safety of VVER-1000 Nuclear Power Plants" 7-12 April 2003, Pieštany, Slovakia. 11. Mishra A., Chauhan A. Probabilistic Safety Assessment of KK-NPP. Proceedings of the 3rd International Conference on Reliability, Safety and Hazards ICRESH-05 Conference, Mumbai, India, December 2005, p


Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения Г.В.Токмачев ФГУП «Атомэнергопроект», Москва, Россия 1. ВВЕДЕНИЕ Развитие атомной энергетики базируется на применении энергоблоков

Введение ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006 Руководитель темы: В.М. Рогов Автор доклада: А.Л. Глазунов АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск,

AES-2006 Design Safety Justification for Novovoronezh Plant-2 Site Using Probabilistic Safety Assessment Methodology Yu.V. Svyriaev, V.B. Morozov, G.V. Tokmachev, E.V.Baykova, V.R. Chulukhadze, M.V. Fedulov

ТОМСКЙ ПОЛТЕХНЧЕСКЙ УНВЕРСТЕТ Томский политехнический университет Теплоэнергетический факультет Кафедра Атомных и тепловых электрических станций Сергей Александрович Беляев Системы безопасности АЭС с реактором

Оценка надежности АСУ ТП, разрабатываемого на программируемых средствах для АЭС с ВВЭР-1000 Токмачев Г.В., Чулухадзе В.Р. Ежегодная конференция молодых специалистов ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск, Московская

1 УДК 621.039.58 Повышение безопасности АЭС с ВВЭР после аварии на АЭС «Фукусима» Авторы: Беркович В.Я., Быков М.А., Мартынов А.В., Букин Н.В., Щеколдин В.В., Пантюшин С.И. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 2 Влияние внешних

Анализ результатов проверок состояния ядерной и радиационной безопасности ядерных установок судов и иных плавсредств Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору

Форум «АТОМЭКСПО 2012» Экспертный анализ Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности Кузнецов В.П., Демин В.Ф., Макаров В.И., Молчанов А.С., Созонюк

Новые технические решения, направленные на повышение безопасности, в проекте РУ БН-800 Б.А. Васильев, В.Е Воронцов, А.И. Староверов, В.И. Шкарин, А.Г. Смирнов Семинар CORDEL г. Москва, 25-26 октября 2016г.

Вероятностный анализ безопасности для пожаров на АЭС Куданкулам в Индии Г.Токмачев Атомэнергопроект, Москва, Россия Доклад на Международной конференции по надежности, безопасности и риску 2005, Мумбай,

Методика анализа запроектных аварий для Балаковской АЭС Морозов В.Б., Барсуков А.Ф., Минибаев Р.Ф. АО «Атомэнергопроект» Первичные критерии скрининга кандидатов в перечень ЗПА. Цель разработки представительного

Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций М.И. Мирошниченко, И.о. начальника управления по регулированию безопасности атомных станций и исследовательских ядерных установок IХ Международный

УПРАВЛЕНИЕ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ В ДЕЙСТВУЮЩИХ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТАХ РОССИИ Предисловие А.М. Букринский, Заслуженный энергетик России (НТЦ ЯРБ) В связи с интересом, возникшим к управлению запроектными

ISSN 0002-306X. Изв. НАН РА и ГИУА. Сер. ТН. 2007. Т. LX, ¹ 3. УДК 621.039.586 ЭНЕРГЕТИКА Ш.В. ПОГОСЯН, Ц.А. МАЛАКЯН, А.М. АМИРДЖАНЯН, А.А. ГЕВОРКЯН ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ АВАРИЙНЫХ СЦЕНАРИЕВ, ПОТЕНЦИАЛЬНО

ПОДХОД К МОДЕЛИРОВАНИЮ ОТКАЗОВ ПО ОБЩЕЙ ПРИЧИНЕ В ВЕРОЯТНОСТНОМ АНАЛИЗЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРОЕКТОВ НОВЫХ АЭС С ВВЭР-1000 В.Б. Морозов, Г.В. Токмачев ОАО «Атомэнергопроект», г. Москва В статье обсуждаются проблемы

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ПОСТАНОВЛЕНИЕ 18 сентября 2000 г МОСКВА 4 Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области

146 Проблемы энергетики ТРУДЫ МФТИ. 2014. Том 6, 1 УДК 621.039.58 Р. Т. Исламов 1, А. А. Деревянкин 1, И. В. Жуков 1, М. А. Берберова 1, С. С. Дядюра 2, Ю. А. Мардашова 2, Р. Ш. Кальметьев 2 1 Международный

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 31 декабря 2002 г. 14 ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

УДК 621.039 ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ Госатомнадзор России Москва, 2002 «Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции» устанавливают основ-ные

Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте 1 Требования технических заданий на разработку проектов АЭС-2006 и РУ по готовности реакторных установок В технических заданиях

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция Проект реакторной установки с реактором ВВЭР мощностью 1200 МВт эл. (АЭС-2006) основан на многолетнем опыте, полученном

РАЗРАБОТКА ПОДХОДА К ОЦЕНКЕ ОПТИМАЛЬНОЙ ПЕРИОДИЧНОСТИ ВИХРЕТОКОВОГО КОНТРОЛЯ ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ ГОРИЗОНТАЛЬНЫХ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ В.А. Григорьев, А.А. Шубин, Н.Б. Трунов, С.Е. Давиденко, В.В. Денисов ФГУП

ТРУДЫ МФТИ. 2012. Том 4, 3 Р. Ш. Кальметьев и др. 205 УДК 621.039.58 Р. Ш. Кальметьев, А. С. Филиппов, Д. В. Михайлович Московский физико-технический институт (государственный университет) Анализ значимости

Основные сведения о ТАЭС и о корректирующих мероприятиях на ТАЭС после аварии на АЭС «Фукусима» Moscow Centre Содержание 31 Основные сведения о ТАЭС 32 3 Государственная комплексная инспекция ядерной безопасности

ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Аширметов Марат Рахимович, главный инженер проекта БН-1200, АО «АТОМПРОЕКТ» Энергоблок

Возможные пути оптимизации систем безопасности РУ ВВЭР-6 с использованием расчетного кода КОРСАР/ГП Руководитель темы В. В. Щеколдин Автор доклада И. А. Черемисов Введение При проектировании РУ требуется

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ с ВВЭР-1000 реакторная установка с водо-водяным энергетическим реактором для блоков АЭС мощностью 1000 МВт (электрических).

УДК.001.2 Разработка методики реалистических расчётов с анализом неопределённостей для обоснования безопасности РУ ВВЭР Петкевич И.Г. ОАО ОКБ «Гидропресс» 2013 год 1. Актуальность и новизна проекта Современные

Implementation in Russian AES-92 design with VVER-1000 of the set pumpejector in emergency core cooling system Использование в российском проекте АЭС-92 с ВВЭР-1000 агрегата «насос-эжектор» в системе аварийного

ОЦЕНКА РИСКА ДЛЯ АЭС С ВВЭР Л.П.Кабанов, Р.Т.Исламов, А.А.Деревянкин, И.В.Жуков, М.А.Берберова, С.С.Дядюра Международный центр по ядерной безопасности, Москва, Россия Безопасность АЭС, как и любых других

Продление срока эксплуатации АЭС с ВВЭР Сорокин Н.М., Концевой А.А., Давиденко Н.Н., Медведев П.Г. Краткое описание текущей ситуации Установленный в проекте 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС

ДОКЛАД Системы безопасности и системы по преодолению В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты в проекте АЭС предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ Тема. Режимы работы АЭС АЭС 2009/2010 уч.г. 1 Особенности режимов работы оборудования на АЭС Наличие ионизирующего излучения Принципиальная возможность цепной реакции Наличие

Особенности современных российских проектов АЭС 22.04.2011 С.А. Бояркин Принципы безопасности российских АЭС 1. Принцип глубокоэшелонированной защиты. 2. Принцип самозащищенности реакторной установки.

Основные подходы к продлению срока эксплуатации оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР-1000 АЭС России 04-06 июня 2014 г. Варна, Болгария Акимов Павел Александрович 1 Источники разработки

Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии 1. НП-001-15

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ «НАУЧНО-ИНЖЕНЕРНЫЙ ЦЕНТР «СНИИП» 0715596 ВЫСОКИЕ ТЕХНОЛОГИИ ДЛЯ РАДИАЦИОННОЙ И ЯДЕРНОЙ СТИ Щсщщвщ СИСТЕМА КОНТРОЛЯ,

О УДК: 621.039 ОБНОВЛЕННЫЕ ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АС ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ Букринский А.М., к.т.н., Ланкин М.Ю., к.т.н., Шарафутдинов Р.Б., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Мирошниченко М.И. (Ростехнадзор),

ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ СЕЙСМИЧЕСКИХ ВОЗДЕЙСТВИЙ НА 1 БЛОК БАЛАКОВСКОЙ АЭС И.В. Калинкин, М.М. Васюков, Р.В. Юрьев Введение Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) является инструментом для

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ТРЕБОВАНИЯ К ОБОСНОВАНИЮ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ

РУ АЭС 2006 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная, безопасная и новая конструкция РУ АЭС-2006 реакторная установка с реактором типа ВВЭР мощностью 1200 МВт. Проект основан на опыте,

ВВЭР - 1000 2008 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Действующие и строящиеся АЭС с реакторными установками типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1200) Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ реакторная

Руководство по проведению периодической оценки безопасности блока атомной станции Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору Утверждено постановлением Федеральной службы

Обеспечение ядерной и физической безопасности объектов использования атомной энергии в свете реформы технического регулирования Никифоров Никита Васильевич Международный форум «АТОМЭКСПО-2011» 8 июня 2011

БАЗА ЗНАНИЙ ГАРАНТ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ Асмолов В. Г. д.т.н., проф. www.rosenergoatom.ru Базовые принципы безопасности ЗАКОНОДАТЕЛЬНЫЙ БЛОК федеральные законы (принципы ответственности) система норм

«ЗАДАЧИ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ОБОСНОВАНИЯ СПОТ ЗО ДЛЯ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ» А.М. Бахметьев, М.А. Большухин, В.А. Бабин, А.М. Хизбуллин, О.В. Макаров ФГУП ОКБМ С.Е. Семашко, В.Г. Сидоров, И.М. Ивков,

Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Положение о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании

КОНСТРУКЦИЯ СИСТЕМЫ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА И ОХЛАЖДЕНИЯ КОРПУСА ДЛЯ НОВЫХ ПРОЕКТОВ РУ ВВЭР. Тишин Р.Е. 1. Введение Содержание 2. Проектирование системы удержания расплава в корпусе реактора для проектов ВВЭР-600

Государственная инспекция ядерного регулирования Украины ГНТЦ ЯРБ Национальная академия наук Украины Государственный научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности Эволюция нормативных

Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу. Исполнительный директор ОАО «ТВЭЛ» Д.В. Крылов Москва 06 июня 2012 года Наша цель Поставка Заказчику

Опыт применения на АЭС РД ЭО0552-2004 «Применение системной методологии для обеспечения целостности ТОТ ПГ с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000» А.Ф. Гетман (ВНИИАЭС), Б.И.Лукасевич (ОКБ Гидропресс), А.А.Тутнов,

ОЦЕНКА ВЕРОЯТНОСТИ ОТРЫВА КРЫШКИ КОЛЛЕКТОРА ПГВ-000 С ПРИМЕНЕНИЕМ ВЕРОЯТНОСТНЫХ МЕТОДОВ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ Стобецкий А.А., Григорьев В.А., Уланов В.В ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Московская область,

Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива А.Е. Калинушкин, В.И. Митин, Ю.М. Семченков РНЦ «Курчатовский институт» Доклад на круглом столе «Унифицированная

ПОСТАНОВЛЕНИЕ МИНИСТЕРСТВА ПО ЧРЕЗВЫЧАЙНЫМ СИТУАЦИЯМ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ 27 июля 2017 г. 34 Об утверждении норм и правил по обеспечению ядерной и радиационной безопасности На основании подпункта 7.4 пункта

Корпорация «ТВЭЛ» ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» 6-я международная конференция «Обеспечение безопасности

Опытная эксплуатация режима суточного регулирования мощности на бл. 2 ХАЭС 20.04 11.05.2015 Режим суточного регулирования мощности энергоблока АЭС с РУ ВВЭР-1000/В320 При выполнении суточного регулирования

СПРАВОЧНАЯ СТАТЬИ ИНФОРМАЦИЯ ОБЗОР НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РАЗРАБОТАННЫХ В ФБУ «НТЦ ЯРБ» И УТВЕРЖДЁННЫХ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБОЙ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ Ниже представлены краткие

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.

- 640.50 Кб

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

окончательного

выполнения

системами

безопасности

учитываться.

Так, в качестве исходного события не должен рассматриваться одновременный разрыв

двух трубопроводов независимых петель первого контура установки ВВЭР:

Исходное событие - единичное

нарушение (не

рассматриваются независимые разрывы одновременно двух

трубопроводов)

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.

Выявляются

развития

аварийной

ситуации

взаимодействия

закономерностей протекания физических процессов, а также отказов систем безопасности.

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).

Путь 1

соответствует проектному

протеканию режима,

обеспечивается

при единичном

отказе устройства безопасности и

рассматривается

проектного обосно

безопасности.

Путь 2

характеризуется отказом

системы аварийного

отвода тепла

с принудительной

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

до уровня мощности, отводимой от реактора. При этом разрушения элементов конструкции

не происходит. Если отказывает система аварийного отвода тепла

установка

обладает

развитым

свойством самоограничения, то авария

приводит

разрушению активной зоны.

Детерминистический подход способен охватить многие вопросы анализа и обоснования

безопасности ЯЭУ. В то же время остается ряд принципиальных затруднений.

Во-первых,

стремление

выделить

критические

развития

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

ВАБ 1-го уровня. Это ВАБ по отношению к целостности второго физического барьера

на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую

среду (оболочка

ВАБ1-го уровня

анализируются последствия

(внутренних исходных событий аварий, внутренних и внешних экстремальных воздействий)

для всех эксплуатационных состояний АЭС(работа реакторной установки на номинальном и

сниженном

мощности, планово-предупредительные

ремонты), которые

привести к повреждению активной зоны(или ядерного топлива в бассейнах выдержки и

перегрузки), оценивается

повреждения

активной

зоны(топлива), анализируется

эффективность

достаточность

систем, оборудования

действий

персонала

предотвращения повреждения активной зоны(топлива). Количественной характеристикой

результатов ВАБ1-го уровня является частота повреждения активной зоны(или частота

повреждения топлива) - ЧПАЗ.

ВАБ 2-го уровня. Это ВАБ по отношению к целостности четвертого

физического

барьера на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ

окружающую среду (герметичная оболочка реакторной установки). В рамках ВАБ 2-го уровня

идентифицируются

причины, источники,

возникновения

радиоактивных

выбросов и оцениваются их величины и частоты. Такой анализ дает дополнительные выводы об

относительной значимости аварии, о защитных мерах и барьерах безопасности, таких как

гермооболочка реактора. Количественная характеристика результатов ВАБ2-го уровня-

частота предельного аварийного выброса(ЧПАВ) радиоактивных веществ и долговременная

целостность герметичных ограждений реакторной установки.

уровня оценивает

последствия

пределами

площадки АЭС

отношению к

аварийным

последовательностям, выявленным

уровня. Целью

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.

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.



 

Возможно, будет полезно почитать: