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

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.

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.

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»;

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.

Автореферат диссертации по теме "Вероятностный анализ безопасности АЭС с учетом сейсмического фактора"

_ _ Ив npetex рукппш ы

ВУТОРИН CT.PI ЕП ЛЕОПИДОВИЧ

ВЕРОЯТНОСТНЫЙ ЛПАЛИ"1 ЬЕЮПАСНОСТИ А)СС

УЧЕТОМ СЕЙСМИЧЕСКОГО ФАКТОРА (ПРАКТИЧЕСКАЯ РЕА.Ш 1АЦИЯ СИСТЕМНОГО ПОДХОДА)

Специальность 95.14. К - Тпннчккм с|кшм к «ктоли нпшты

(анкт-Петервург IW7

Paóom »uiiu.imchu а АО Вссрасснйскнй научна - исследовательский HHCiHiyit ni i|iuirxHUKH ни. К.Е. Всдсиееаа и icccowiawM проектном и научио-нсслс.тоаакльскам uiii"iiii)ic коьшлексиой тмергегачаской технологии ЯШШМ")Т (Голоаиойинс1М1)1)

Официальные MuiuucMibi:

Дикюр технических наук, профессор Гвмжн Л.Ф.

Доктор тшпспи наук, лауреат иргииа ^аантальегаа РФ Судш.чш А. А

Доктор фшнко-матемагачеосих наук, ufificcnp IIIхин*», К Н.

■едуима upúmnaua: Рмса1»«А научный шеигр " Курчатовский HUClHiyi"

{»шик cucieuic« " ■1И1 г. час. на межданим

шнирпщмошюго coacta Д. МЗ.М.О* арм CI14 1Т> но адресу

1*3251, (аш.1-Петер6ур|, Полятехническаа ул., д. I*. пристройка к тдрокарлусу, ауд. 411.

Oiu.uu на aanptftpar ■ даух мпемнларах, маеренные ikhiiuq, просим напраалать на нма учен«* секретаре Соасга па укатанному ищи адресу.

Лиюрсфсраг ратосми "-Sí.

Ученый секре|арь

дисссрiauHouMoiв (sacia К.Т.Н., проф.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы

Повышение безопасности эксплуатации атомных станций в последнее десятилетие приобрело первостепенное значение и решение этой важном народнохозяйственной задачи во многом определяет дальнейшие пути развития атомной энергетики.

В настоящее время общепризнанно, что атомные станции относятся к наиболее ответственным с экономической, экологической и социальной точек эриния объектам и обеспечению их надежности и безопасности должно быть уделено первостепенное внимание. Безопасность станции (в частности ядерная и радиационная) рассматривается как ее самостоятельное свойство, которой обеспечивается своими особыми средствами не только в условиях нормальной эксплуатации, а главное - в аварийных ситуациях и при чрезвычайных событиях природного типа или - технологического характера: землетрясениях, падениях самолета, пожарах и тому подобное.

Радиационная безопасность АЭС и, в конечном итоге, защита окружающей среды от распространения в ней радионуклидов, накопленных в процессе работы реактора, . обеспечивается соответствующими конструктивными решениями энергетической установки и станции, а так же комплексом технических и организационных мероприятий. Важнейшим, этапом этих мероприятий является оценка прочности и надежности конструкций АЭС, образующих инженерный комплекс средств защиты окружающей среды (барьеров безопасности и обслуживающих их систем) с учетом возможных землетрясений - задачи, методы решения которой во многом отличаются от традиционных способов, применяемы* для промышленных и гражданских объектов.

Актуальность и сложность учета сейсмических воздействий применительно к АЭС связана прежде всего со следующими основными обстоятельствами:

Особая ответственность объекта;

Особое значение оборудования для обеспечения условий безопасной эксплуатации и охраны окружающей среды;

Существенная роль случайных и неопределенных факторов;

Возможность возникновения отказов по общим причинам (комплексных последствий землетрясений), и как результат - неэффективность традиционных способов и средств защиты, ориентированных главным образом на внутренние

О необходимости детального изучения проблемы свидетельствуют также кйыстрофические последствия ряда сильных землетрясений за последнее десятилетие-как у нас, так и за рубежом

Все вышеперечисленное подтверждает важность разработки подобной комплексной методологии и для других сложных и ответственных инженерных обьектов.

Цель диссертационной работы - разработка системного подхода и методов его практической реализации для вероятностного анализа безопасности атомных станций с учетом сейсмического фактора.

Для достижения этой цели были поставлены и решены следующие задачи

Разработана методология вероятностного анализа безопасности АЭС с учетом сейсмических воздействий, основанная на анализе выполнения техническими средствами защиты окружающей среды во время и после прохождения землетрясений требуемых функций по обеспечению безопасности,

Выполнен анализ роли и места сейсмического фактора при выполнении ьеротностных оценок безопасности АЭС, предложены способы учета сшхастических зависимостей между элементами (системами) и выбора моделей сейсмических воздействий на сооружения АЭС;

Предложены прикладные методики оценки надежности грунтовых оснований, строительных конструкций и технологического оборудования сооружений в составе атомных станций с учетом эксплуатационных и сейсмических нагрузок,

Выполнен комплекс расчетно-теоретических исследований по получению количественных оценок надежности отдельных. систем и характерных сооружений (элементов барьеров безопасности и обслуживающих их систем) с учетом сейсмического "фактора,

; выполнен вероятностный анализ влияния землетрясений на безопасность двух типов АЭС с водным теплоносителем первого контура

Научная новизн» исследований заключается решении важной

народнохозяйственной задачи - разработке общей методологии и практических

методов. прогнозирования влияния землетрясений на безопасность аюмны» станций. Научный вклад автора заключается в следующем

1) разработаны методические основы для вероятностного анализа безопасности АЭС с учетом всех возможных за срок ее эксплуатации на конкретно^ площадке строительства землетрясений,

2) решен ряд задач, описывающих динамическое взаимодействие сооружения с грунтовым основанием при наличии случайных факторов с использованием апробированных моделей сейсмического процесса и системы сооружение - основание;

3) разработаны методики оценки надежности грунтовых оснований строительных конструкций и оборудования при сейсмических воздействиях, основанные на развитии линейно-спектрального (нормативного) подкола и предложена методика оценки степени повреждаемости конструкций в ряэулыято землетрясений с использованием метода предельного равновесия.

4) применительно к АЭС РБМК получены количественные оценки, надежности трубопроводов первого контура (второго барьера безопасности) с:

учетом сейсмических воздействий,

5) выполнена оценка надежности некоторых характерных систем технического водоснабжения атомных ст?нций при возможных землетрясениях,

6) для двух типов АЭС (с канальным реактором РБМК - 1500 и корпусным реактором ВВЭР - 1000) с использованием конкретной сейсмологической и геологической информации, разработанного подхода и методик оценен возможный вклад землетрясений в интегральные показатели безопасности

Практическая ценность диссертации заключается в следующем

На основе системного подхода разработана общая методология получения вероятностных оценок безопасности атомных станций с учетом сейсмического фактора,

полученные решения уравнений, описывающих динамическое взаимодействие сооружения с основанием с учетом случайных факторов позволяют получать сравнительные оценки надежности в условиях существенной неполноты исходной информации,

Разработаны методики оценки надежности основных подсистем сооружений с учетом сейсмических воздействий, (соторые могут быть использованы совместно с

распространенными вычислительными комплексами (МИРАЖ, ДРАКОН, COSMOS. ANSVS и др),

Разработана методика вероятностного анализа влияния как сейсмического, гак и иных возможных динамических факторов на множественное повреждение каналов уран-графитовых реакторов,

Оценено влияние землетрясений на надежность основных трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции РБМК - 1500.

Получены количественные оценки надежности двух систем. TBC АЭС позволяющие проанализировать преимущества того или иного технического усовершенствования с точки зрения повышения безопасности станции,

Получены количественные вероятностные оценки безопасности с учетом сейсмических воздействий для двух блоков АЭС ралпичного типа, позволяющие научно обосновано выбрать пути, методы, инженерные и организационные мероприятия для снижения негативного влияния землетрясений на безопасность АЭС. риск для населения и окружающей среды

Основные результаты тучных исследований были использованы при разработке проектов, исследовании и планировании мероприятий по повышению безопасности таких станций как Ленинградская. Смоленская, Игналинская АЭС с реакторами РБМК, Запорожская АЭС с реактором ВВЭР-1000 и ряде других объектов атомной энергетики и промышленности Отдельные результаты теоретических и расчетных исследований были также использованы при выполнении ряда международных проектов по Внебюджетной программе МАГАТЭ." Безопасность проектных решений РБМК " Комиссии Европейского сообщества на третьей фазе проекта " БАРСЕЛИНА " по вероятностному анализу безопасности Игналинской АЭС и при расширенном анализе безопасности той же станции, выполненному в 1995-96 гг "

В коллективе соавторов - сотрудников ГИ ВНИПИЭТ опубликованы техническое пособив РД 8 14-84 " Обобщенные спектры ускорений реакторного отделения атомной станции с реактором РБМК-1500 " (Препринт ВНИПИЭТ, Л 1984) и Руководство по безопасности для термоядерного (омплекса ИТЭР Requirements for asseismemt of seismic impact for ITER complex (Safety guide)" (VNIPIET. S-Pb , 1995)

Апробация работы Основные результаты диссертационной работы неоднократно обсуждены и одобрены на ряде Всесоюзных, российских, отраслевых и международных конференциях и совещаниях "Динамика оснований фундаментов и подземных сооружений " (Нарва. 1985). " Повышение надежности энергетических сооружений при динамических воздействиях" (ДЭС-87, Москва. 1987 и ДЭС-95, С Петербург. 1995). " Сейсмостойкость энергетических сооружений " (Усть-Нарва 1988), " Химическая технология и вопросы надежности эксплуатации "(Ленинград, 1988) " Dynamik of structures -89 " (Карловы Bapp. Чехословакия 1989), SMiRT 11 (Токио Япония). советско - английском семинаре " Применение теории риска в оценке сейсмостойкости АЭС " (Балаковская АЭС. 1991). научно-технической конференции Ядерного общее iBa в 1993 г (H Новгород). Международных консультативных совещаниях по Внебюджетной программе МАГАТЭ (Десногорск Смоленская АЭС. 1992 Москва январь и октябрь 1994. Сосновый Бор Ленинградская АЭС, 1995) Совещании руководителей рабочих, групп МП " Безопасность проектных решений и эксплуатации АЭС с реакторами РБМК " (Москва. 1992) и совещаниях рабочих групп по этому проекту (Снечкус, Литва Игмалинская АЭС. 1993. Рим. Италия, 1993, Хельсинки. Финляндия, 1994, Мссква.1995. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, 1995),Международном семинаре " Уроки Чернобыля Технические аспекты "(Десногорск, Смоленская АЭС) и ряде других

Объем работы Диссертация состоит из введения, восьми глав. выводов 195 использованных источника Работа содержит страниц текста, включая таблицы и 21 рисунок

Во введении определены актуальность темы, цели и задачи исследования, а также дана краткая характеристика работы и основных полученных результатов Порвая глава посвящена анализу литературы по проблеме исследования

Анализ безопасности атомных станций и обеспечение охраны окружающей срнды населения и персонала АЭС от неконтролируемых недопустимых выбросов радиоактивных веществ" является одной из самых важных задач атомной.)Н1*рге1ики, решение которой во.многом определяет ее дальнейшее существование Мдпрмон и радиационная безопасность станции, рассматриваемая как ее самостоятельное свойство, обеспечивается заложенными " в ядерную зм(.-|)1 ыическую установку концепциями, конструктивными решениями сооружений в, остаае АЭС и комплексом соответствующих технических и организационных мероприятии

В настоящее время анализ надежности и безопасности АЭС молодой, с ложный и недостаточно разработанный раздел теории надежности, которому посвящена обширная быстро растущая литература Основы теории надежности AMC (оставляет синтез представлений и методов теории надежности конструкции и к;ории надежности сложных систем, т.е. объединение традиционных методов ци-чыа сооружении (статических, динамических, температурных и т д.) с методами теории вероятностей Различным аспектам проблемы анализа надежности -инструкций и сооружений посвящены работы Н.Ф Хоциалова, Н С Стрелецкого, и II Ьологима Б.И. Беляева. А Р.Ржаницына, Н.Н.Ермолаева. В В Михеева IIД Раизера. А.С.Пронникова, Г.Аугусти, А Баратта и других авторов Хорошо изучены системы, имеющие сетевую структуру. Этим вопросам посвящены работы К 1"аиншке И А Ушакова, А Д Епифанова, К.Капура, Л.Ламберсона. Э Хенли и др Различные подходы для учета стохастических связей между элементами при построении и реализации схем оценки надежности сложных конструкций предложены, например, А А.Кузнецовым, Л И. Волковым. А П.Кудзисом

Вероятностная методология прогнозирования безопасности АЭС предложенная в работах А И Клемина и Дж. Расмусена получила свое дальнейшее ра-шитие применительно к отечественным АЭС в исследованиях О Ь Самойлова В А Острейковското Л В Константинова, Р Т Исламова. Ю В Швырнева Эта методология включает в себя следующие основные этапы

Определение вероятностей исходных"событий (аварий), .

Анализ надежности систем безопасности,

Анализ состояния и степени повреждения источников радиоактивных

продуктов,

Анализ распространения продуктов деления по помещениям станции и оценку их выхода в окружающую среду;

Исследование распространения радионуклидов по биосферным каналам и. в конечном итоге, оценку индивидуального и коллективного риска для населения на основе концепции предельно допустимого облучения.

■ Подобного рода поход для получения вероятностных оценок безопасности АЭС сейчас широко применяется в той или иной мере практически для всех типов эксплуатируемых или проектируемых станций как в России, так и за рубежом, сложившись а определенную схему выполнения вероятностных анализов безопасности различных уровней. При этом считается, что процедура количественной оценки выхода радионуклидов за пределы АЭС- является достаточно хорошо отработанной, если известна степень повреждения барьеров безопасности. Основы теории миграции радионуклидов по биосферным каналам были предложены в работах С.Ф.Азерьянова, Ф.Н.Бочевера, . Я.Бера, В.А.Мироненко, И.И.Крышевз, А.Е.Шейдингера и др. В работах, например,. Н.С.Бабаева и Р.М.Алексахина описаны также модели анализа миграции радиоактивных рзществ по биологическим и пищевым цэпочкам, ведущим к человеку. "

Одним из ответственных этапов а мероприятиях по анализу и обеспечению безопасности АЭС является оценка прочности и надежности конструкций станции с учетом возможных землетрясений Результаты этой оценки, выполняемой главным образом расчетно-теоретическими методами, позволяют прогнозировать степень повреждения комплекса инженерных средств защиты окружающей среды АЭС и обслуживающих его систем при основных и особых сочетаниях нагрузок и воздействий. Они являются необходимой исходной информацией для анализа возможного распространения радионуклидов за пределы станции и получения достоверной оценки общего риска. .

Методы теории вероятностей широко используются в инженерной сейсмологии для описания параметров движения грунта, сейсмических режимов и т.п. Различные подходы для этого были предложены в работах М.Ф.Барштейна, В.В, Болотина, Ф.Ф.Аптикаева, Я.М.Айэенберга, Ш.Г.Напетваридзе, М.Хаузнерч, К.Канаи, Ц. Ломница, Н.Ньюмарка, Э.Розенблюта и других.

За последние два десятилетия сформировался достаточно традиционный подход к анализу и обеспечению сейсм зстойкости атомных станций, который нашел свое отражение как в ныне действующей в РФ системе нормативных документов, так и в рекомендациях МАГАТЭ. В нем присутствует ряд вероятностных элементов, например, при выборе сочетаний нагрузок и воздействий, но анализ прочности, устойчивости и т.п. конструкций с учетом сейсмических нагрузок как правило выполняется детерминистическими методами. В то же время ряд подходов к оценке надежности и безопасности АЭС и сооружений в ее составе и их компонент (грунтовых - оснований, свайных фундаментов, строитепьных конструкций, оборудования и т.д.) получил свое развитие в работах С.Г.Шульмана, А.Н.Бирбраера, Р.Кеннеди, К.Корнелла, Р.Батниза и других авторов. Известен также ряд исследований по количественной оценке вклада возможных землетрясений определенной интенсивности в частоту возникновения проектных аварий для некоторых конкретных эксплуатируемых станций. Однако, как показывает анализ литературы, учет сейсмического фактора при выполнении вероятностных анализов безопасности уникальных сложных природно-технических объектов типа АЭС недостаточен и носит весьма ограниченный характер. Решения этой проблемы Требует системного подхода и развития соответствующих методологических и методических аспектов.

Во второй глава рассмотрена предлагаемая методология вероятностной оценки безопасности АЭС с учетом сейсмических воздействий, основанная на концепции приемлемого риска

Интегральными показателями надежности и безопасности таких сложных объектов как АЭС является вероятность выполнения ряда требуемых функции за весь срок эксплуатации с учетом всех возможных за этот^ериод времени событий и воздействий. Вероятностный анапиз безопасности АЭС с учетом землетрясений необходимо проводить, исходя из реальных (прогнозируемых) сейсмических и инженерно-герлогических особенностей площадки строительства, принимая во внимание как характерные технологические особенности самой реакторной установки и обслуживающих ее систем, так и примтые конструктивные решения для различных сооружений в составе АЭС, т.е. рассматривая. все элементы, образующие систему многобарьерной защиты окружающей среды Для решения

этой задачи может быть предложена следующая единая последовательность исследований: . "

Построение деревьев событий для АЭС при сейсмических воздействиях;

Построение блок-схем надежности для станций в целом (или вероятностной модели безопасности) на основе предъявления требования выполнения в полном или частном объем«* ряда функций, { например, безопасности) с учетом возможных причинно-следственных связей между ними;

Определение на базе имеющейся информации вероятностных характеристик воздействия, материалов сооружений, оснований, оборудования и т.п.; "

Определение надежностей (или вероятностей отказов) все;, элементов входящих в блок-схему в целом;

Определение интегральных вероятностных показателей безопасности станции с учетом сейсмических воздействий (как вероятностей выполнения ряда требуемых функций); в зависимости от срока службы сооружений, оборудования и т.д., а также интенсивностей и периодов повторяемости землетрясений возможных на площадке строительства за этот срок.

Так как в выполнении требуемых функций участвует целый ряд систем, расположенных в различных сооружениях на фунтовых основаниях (или свайных фундаментах), связанных в свою очередь между собой инженерными коммуникациями (трубопроводы различного назначения, кабельные системы и т.п.), надежность каждого из сооружений в свою очередь определяется тг емя основными величинами:

Вероятностью выполнения условий прочности для фунтовых оснований (свайных фундаментов); »

Вероятностного выполнения условий прочности и герметичности,(в требуемом объеме) строительных конструкций;

вероятностного сохранения работоспособности, устойчивости, герметичности и т.д. расположенного в сооружениях оборудования, . обеспечивающего выполнение требуемых функций.

Отправной точкой для анализа сейсмостойкости станции служит предположение о возможной вероятности того или иного вида аварии- либо

отклонения в работе, например, оборудования вследствие сейсмического фактора. Надежность АЭС Н^з,. определятся как

HLc=1-¿P(A,)P(H¡uc/Aj) , (1) "

где Р(А,) - вероятность события А| (j=1,2,...,n); PtHijo/А() -вероятность отказа АЭС при событии А(; Н^ - надежность станции при событии А(;

Если все рассматриваемые события А| являются следствием действия. сейсмического фактора, то величина Н^ в (1) определяется надежности АЭС при землетрясениях интенсивностью I, баллов. Соответственно, для потока из к землетрясений интегральная вероятностная оценка сейсмостойкости определяется по формуле полной вероятности. Необходимо обра* чть внимание, что в- случае рассмотрения последствий сейсмических воздействий, события A¡ имеют более широкий физический.смысл, чем рассматриваемые при традиционных вероятностных оценках безопасности исходные события.

При воздействии на сооружение станции землетрясения изменяется напряженно-деформированное состояние всех его подсистем- грунтовых оснований, строительных конструкций, технологических- элементов, коммуникаций между зданиями и т.д. С одной стороны, расширяется спектр исходных событий-последствий землетрясений, которые необходимо учитывать при корректной вероятностной оценки их сейсмостойкости. С другой - возникает целый ряд новых источников зависимых отказов, обусловленных возможными отказами оснований, -падением частей строительных конструкций и оборудования, колебаниями сооружения. Наряду с этим нельзя исключать из рассмотрения возможность возникновения" дополнительных экстремальных исходных событий, таких как пожары или затопления в помещениях (или на площадке строительства), которые могут являться следствием отказов оборудования, строительных конструкций, гидротехнических сооружений. Дополнительным источником отказов может быть нарушения в инженерных коммуникациях. Характерно, что данный тип отказов может привести как к практически немедленной потере требуемых функций (ранний

отказ), так и к той же потере спустя какое-то определенно время после прохождения

землетрясения (отказ с запаздыванием). Приведенные выше рассуждения иллюстрирует укрупненное дерево отказов для сооружения на рис. 1.

Coo/)ywe/ir¿/9 £ со cm ¿7fe

//>yumo£¿/f oc/sofcA"c/p

C/v^oi/^e/fifi/e

Технологическое

Рис. /. Дере ¿o о/п*озо£ л/а землеггрвсеки&х â/jp caú/iy^reMi/j? fcoc/nofe ¿99C. о

При построении вероятностных моделей безопасности (ВМБ) АЭС все последствия сейсмических воздействий, которые могут повлиять на безопасность эксплуатации, можно разделить на следующие пять основных.классов:

1 класс последствий - запроектные (тяжелые) аварии, связанные с непосредственным повреждением активной зоны, приводящие к плавлению топлива, повреждению других источников радиоактивных продуктов, ведущие к выходу последних в биосферные каналы и т.д.;

2 класс последствий - запроектные (тяжелые) аварии вызванные отказами (повреждениями) систем важных для безопасности, (включая возможное сочетание с другими событиями) в размерах, не предусмотренных техническими проектом энергоустановки;

3 класс последствий* - проектные авариГ тые ситуации (вплоть до максимальной проектной), рассматриваемые при разработке технического обоснования безопасности энергоустановки; "

4 класс последствий - повреждение или отказ элементов систем безопасности, ведущие к потере одного или нескольких каналов безопасности или к потере какой либо функции безопасности (повреждение или отказы элементйв технических средств защиты);

5 класс последствий - нарушение нормальных условий эксплуатации АЭС.

Такая классификация исходных событий позволяет на этапе качественного

анализа учета возможного влияния сейсмического фактора на безопасность АЭС

выполнять анализ последствий землетрясений для каждого из сооружений в <

отдельности, определять характерные исходные события, а затем проводить группирование этих событий и их возможных сочетаний для всего энергоблока в целом.

Анализ роли и места учета сейсмического фактора при выполнении вероятностных оценок безопасности различных уровней показывает, что такой учет приводит к расширению границ подобных исследований и фактически неизменным по своему составу будет являться анализ внестанционного риска, основанный на исследовании распространения радионуклидов по биосферным каналам. В связи с этим для каждого этапа жизненного цикла АЭС был определен требуемый объем вероятностного анализа возможного влияния землетрясений. Выполнение подобных оценок в сочетании с проведением традиционных процедур

вероятностного " анализа безопасности различных уровней позволяет как исследовать относительную опасность сейсмического фактора для рассматриваемой площадки строительства и данного типа АЭС, так и, в конечном итоге - проанализировать влияние сейсмических воздействий на общий риск для природно-технической системы АЭС-окружающая среда.

Ввиду того что сейсмические воздействия могут являться одной из центральных причин множественных отказов, в рамках выполненной работы предложены возможные способы учета" статистической зависимости между элементами механических систем, обусловленной воздействием землетрясений на все сооружения на площадке строительства АЭС; проанализирована возможность применения некоторых наиболее распространенных параметрических моделей для количественной оценки вероятностей отказов по общей причине элементов и систем

Этап выбора моделей сейсмических воздействий на сооружения АЭС является одним из основных первых шагов в процессе анализа влияния землетрясений на безопасность атомных станций. Определение вероятностных моделей таких воздействий на сооружения предлагается проводить на основе набора (наборов) исходных акселерограмм для площадки строительства и полной по вероятности кривой сейсмического риска для описания на ней сейсмических режимов. При этом вероятностные характеристики кинематических параметров движения фунта во время землетрясений определяются в соответствии с имеющейся исходной сейсмологической информацией (территориальной, региональной или детальной).

В третьей главе рассмотрен ряд задач динамического взаимодействия сооружения с основанием с учетом случайного характера параметров как самого сейсмического воздействия, так и рассматриваемой системы.

Наиболее общие предлагаемые схемы оценки надежности сооружений при сейсмических воздействиях обычно основываются на представлении этих воздействий в виде случайного процесса, решении соответствующих задач статистической динамики и определении функции надежности как вероятности пребывания системы в допустимой области в" течении заданного интервала времени. Практическая реализация такого подхода связана с определенными трудностями из. - за неполноты информации о параметрах воздействия,

сооружения и основания, громоздкости вычислений и т п В тоже время, необходимость прогнозирования надежности сооружений АЭС с учетом сейсмического фактора возникает уже на начальных этапах проектирования станции, т.е в условиях, с одной стороны, существенной неполноты исходной информации о параметрах воздействия, с другой - при наличии достаточно общих критериев надежности (например, максимально допустимые крены реакторного отделения, максимально возможные ускорения передающиеся на оборудование, максимально допускаемые перемещения отдельных сооружений и т.п.). При определении сейсмически* нагрузок для массивных и жестких сооружений типа зданий ядерных энергетических установок необходимо учитывать взаимодействие сооружения с основанием. Численное решение частных динамических задач, позволяющих, честь сложную геометрию сооружений и основания на данном этапе ерчд ли целесообразно,- а зачастую и практически не возможно Одним из путей преодоления возникающих трудностей является применение, с одной стороны, простейших стохастических моделей сейсмического воздействия (белый шум. экспотенциально-коррелированный процесс, модели огибающей сейсмического процесса, предложенные В В Болотиным и М Ф Барштейном и др), с другой - применение а качестве расчетных достаточно простых моделей, которые описывают основные особенности динамического взаимодействия сооружения с основанием. (жесткий штамп, линейный неконсервативный осциллятор, многомассовая система на одномерной линейно-улругои однородной или двухслойной полуплоскости) случайные параметры которых можно считать, например, распределенными по нормальному закону

Характер стохастического взаимодействия сооружения с основанием может быть изучен, если известны моментные характеристики случайного процесса Х(1), описывающего движение системы основание - сооружение под действием случайного кинематического воздействия ц (I), моделирующего сейсмическое воздействие Для их определения необходим^) решить задачу об интегральном преобразовании ц (I) со случайной весовой функцией Ь зависящей от айда дифференциальных уравнений, описывающих движение системы.

С использованием аналитических решений о распространении аолн напряжений (продольных или поперечных) в одномерной полубесконечной

полуплоскости, было выполнено построение моментных характеристик процесса X (Ц для выбранных моделей сооружения и основания >и ряда известных моделей воздействия. На основе полученных решений и применения элементов теории выбросов была предложена общая схема оценки надежности системы сооружение - основание.

Подобный подход может быть использован при выполнении сравнительных вероятностных оценок (. выбор площадки строительства, выбор типа сооружения, варианты размещения на площадке и т.д.) в условиях существенной неполноты исходной информации как о воздействии, так и о системе сооружение - основание. В ряде случаев, полученные аналитические выражения позволяют получить и полезные вероятностные оценки сейсмостойкости технологического оборудования, позволяющие выполнить на качественно новом уровне сравнение вариантов компоновки внутри сооружения, предварительный выбор типа оборудования и так далее. Кроме того, применение подобного рода моделей сейсмического воздействия, сооружения и основания позволяет изучить основные особенности стохастического взаимодействия, например, массивных и жестких сооружений с основанием, оценить влияние разброса основных параметров на характер этого взаимодействия и уточнить нагрузки, передающиеся на основание от Сооружения при сейсмическом воздействии.

Четвертая гоаяа работы посвящена методикам оценки надежности фунтовых оснований и строительных конструкций сооружений- с учетом сейсмического фактора.

Для фунтовых оснований, свайных фундаментов, строительных конструкций и т.п. выводы об их сейсмостойкости делаются, как правило, на основе линейно-спектральных методик, положенных в основу ныне действующей системы Строительных- норм и правил. Поэтому определенный интерес представляет разработка методик вероятностной оценки сейсмостойкости подобных подсистем сооружений, основанных на развитии кваз1*статического подхода, т.е. рандомизации известных нормативных условий.

Задача оценки надежности, например, фунтовых оснований зданий й сооружений сводится к построению функций надежности Р и вычислению вероятности отказа как некоторой функции от параметров воздействия и

основания Проектирование грунтовых оснований с учетом сейсмического фактора выполняется на основе расчета по несущей способности, исходя из условия

" ВиШсФ-Кк = РгО, (2)

где М0 - вертикальная составляющая нагрузки, (?н д коэффициент запаса, шс - коэффициент условий работы, зависящий от грунтов основания и регламентируемый нормами, Р имеет смысл резерва прочности.

Решение задачи об определении вероятности выполнения условий по несущей способности для основания распадается на три части:

Определение нагрузок, действующих на основание и их вероятностных характеристик;

Определение несущей способности осн<эвания и ее характеристик как случайного параметра;

Определение вероятности выполнения условий прочности в зависимости от типа основания, характеристик грунтов и т.п.

При оценке несущей способности нескальных оснований сооружений, эпюра предельного давления на грунт принимается в виде трапеции, ординату которой Ро и р определяются согласно СНиП, а для эксцентриситета расчетной нагрузки и эксцентриситета эпюры предельного давления справедливы выражения:

М 1 р. - р. . „.

в„ = - -, х (3)

N. Ь р. + ро *

где М - изгибающий момент, (в дальнейшем индекс при N1, опускается), ер - эксцентриситет расчетной нагрузки, Ь и I - ширина и длина фундамента соответственно.

В зависимости от соотношения между величинами ер,и „ несущая способность основания принимается равной:

Ф, » 1 Ь М р. ♦ р.) , (в, < в„)

■ "7 . («„> „). (4)

Таким " образом, вероятность наступления лредель"ого состояния определяется как:

Р (ф) =. Р (ф,) Р (ер < е„) + Р (Ф,) Р (ер > в„). (5)

Аналогичным образом была рассмотрена задача о вероятностной оценке несущей способности скального основания, а также рассмотрены задачи определения вероятностей отказов грунтовых оснований по другим предельным состояниям.

Таким же образом было осуществлено построение функций надежности и для железобетонных и стальных элементов строительных конструкций

Для достаточно полной (в смысле рассмотрения всех последствий, их возможных сочетаний и вероятностей) оценки безопасности с учетом сейсмического фактора необходимо проведение статистического анализа степени разрушения или повреждения строительных конструкций, который может быть выполнен с использованием метода предельного равновесия

Особенно важным это представляется при рассмотрении задач оценки риска возможного выхода радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения станции и биосферные каналы, т.е. при анализе, который включает в себя вероятностную оценку степени сохранения герметичности строительных конструкций, образующих третий барьер безопасности.

Общую схему оценки герметичности (или степени повреждения) железобетонных конструкций с применением, как правило, численных методов можно представить следующим образом, считая что вероятностные характеристики параметров прочности материалов известны:

Определейие вероятностных характеристик нагрузок на строительные

Конструкции при действии статических и сейсмических сил;

Формирование расчетных моделей строительных конструкции для проверки выполнения условий предельного равновесия (включая анализ возможных схем разрушения);

Определение условий достижения предельного равновесия, т.е. соответствующих критериев потери герметичности или разрушения;

Построение функций отказа для каждого перекрытия или стены сооружения и выполнение вероятностной оценки разгерметизации (или степени повреждения) сооружения.

В качестве примера в таблице 1 приведены результаты численного вероятностного анализа нарушения нормативных услрвий прочности и условий предельного равновесия для строительных конструкций обстройки реакторного отделения учифицированного блока АЭС ВВЭР-1000 при сейсмических воздействиях. различной интенсивности, полученные с применением разработанных методик.

Таблиц« 1 Вероятностная оценка степени ¡повреждения строительных конструкций обстройки РО ВВЭР-1МЮ при землетрясениях и возможных последствий, влияющих на безопасность эксплуатации.

Условная вероятность I

Интенсив- Наруше- Нарушен- Повреж- Отказ Повреж- Повреж-|

ность ние ие дение одного дение дение

воздейс- условий условий загрязн- канала БЩУ более

твия (в трещино- предель- енных безопас- чем

баллах) стойкости ного рав- помеще- ности одного

(СНиП) новесия ний БРУ-А

8 5.0-10" 7» 10"* ю-" 6*10"3 104 10"3

7 9-103 7*10° 7-10"" 6"10"5 10"" 10"5

В пятой главе описывается одна из возможных методик определения вероятностных характеристик сейсмических нагрузок на оборудование, расположенное в сооружениях атомных станций.

В практике проектирования сейсмостойких АЭС получил распространение прием определения сейсмических нагрузок на оборудование и трубопроводы, основанный на раздельном рассмотрении уравнений колебаний здания и оборудования(построение поэтажных акселерограмм (ПА) и поэтажных спёктров ответа (ПС)). В силу неизбежного разброса параметров воздействия, основания и сооружения сейсмические нагрузки также являются случайными и определение их

вероятностных характеристик (первых моментов, закона распределения и т.п.), является необходимым шагом при вероятностной оценке сейсмостойкости оборудования и трубопроводов.

Для реальных сооружений АЭС задача определения ПА и ПС осуществляется численными методами, как правило, с использованием линейно-упругих расчетных моделей сооружения. Для таких моделей величина, например, поэтажного спектра Щ^м), гдэ е| - собственные частота и затухание осциллятора, предстааима в виде

\«№,е,)= ДУГ (», .5,5],... б.), (6)

где УМ* - спектр при единичном сейсмическом воздействии; 5, - параметры

расчетной модели; А - пиковое ускорение грунта. Если величины А и (для каждой ^) распределены по нормальному закону, то в первом прибпижении, линеаризуя (6) в окрестностях точки { т(А), т(\АП), получим

УУ = А т(\Л/*) ♦ УУ* т(А> т(А) т(\ЛГ) (7)

Если принять, что по нормальному закону распределены параметры 5„ то функция \Л/* в "свою очередь может быть линеаризована по параметрам при фиксированном значении частот: I, и так же можно получить что величина распределена по нормальному закону. Гипотезу о нормальности параметров й,. и величины пикового ускорения грунта необходимо рассматривать, в качестве первого приближения, восполняющего недостаток эмпирических данных о реапьных распределениях.

Традиционным путем для решения подобных задач считается применение метода Монте-Карло. В настоящее время сущест;ует ряд модификаций этого метода (стратифицированные выборки, гиперкубическое моделирование и т.п.) о той или иной мере ускоряющих процедуры выполнения численных экспериментов и обработки их результатов. С точки зрения практических приложений вполне бывает достаточно определить первые моментные характеристики некоторой случайной величины, в свою очередь являющейся линейной комбинацией нескольких случайных величин, и на основе анализа этих характеристик принять гипотезу о законе ее распределения. Исходя из этих соображений, была разработана прикладная мртодика оценки вероятностных характеристик параметров

сейсмических поэтажных нагрузок, основанная на применении метода статистической линеаризации, суть которой сводится к следующему.

При фиксированном модуле деформации грунта Е величина поэтажного спектра, например, на частоте ft представима в виде

W, = AW,*(E) , (8)

где Wi* значение ПС при воздействии с единичной интенсивностью, являющееся функцией Е.

Если параметры А и Е случайны (например, нормальны), то разлагая (8) в ряд в окрестностях точки [т(А), т(Е)], получим в первом приближении, что Wi так же нормальная случайная величина с параметрами m(Wi) = m(A) Wi . Если исходить из требований обеспечения приемлемого риска по условиям радиационной безопасности (например, в соответствии с действующей российской нормативной документацией), то при принятии решения о проведении реконструкции и капитального ремонта должна быть разработала система технических и организационных мероприятий по обоснованию и повышению безопасности станции рассмотренного типа при землетрясениях.

Аналогичным образом были получены вероятностные оценки безопасности с учетом" сейсмических воздействий для пятого энергоблока Запорожской АЭС с реактором ВВЭР-1000 При этом вероятностная модель сейсмических воздействий выбиралась на основе сейсмологических и инженерно-геологических данных,.

полученных лосле окончания его проектирования Все вероятностные оценки

выполнялись, исходя из срока службы станции 30 лет

В соответствии с предложенной в работе методологией, на основе изучения

принятых проектных решений, был выполнен предваритепьный анализ возможных

последствий землетрясений применительно к рассматриваемому блоку,

классификация и группированние исходных событий по пяти основным категориям (

На данной стадии исследований рассматривался режим работы блока на

6е.)опасмости эксплуатации) сооружений были построены деревья отказов при

сейсмических воздействиях. Среди групп последствий, которые могут привести к

попреждению активной зоны были выделены для расчетного анализа аварии

непосредственно ведущие к таким повреждениям (например, падение крана на

реактор), нарушение отвода тепла по второму контуру более чем по одной петле, и

от>аз трех каналов безопасности совместно с обесточиванием собственных нужд, а

так же те события, которые обусловлены отказами грунтовых оснований

Суммирование полученных численных оценок по формуле полкой

вероятности показывает, что с учетом возможных на площади строительства

землетрясений среднегодовая частота повреждения" активной зоны вспедствие

действия сейсмического фактора оценивается величиной порядка 3 101 1"юд и

учет землетрясении вносит 30% поправку в известные из литературы интегральные

показатели безопасности блока Сейсмический фактор следует признать весьма

значимым и сравнимым с такими внутренними исходными событиями как

разгерметизация первого контура или нарушение отвода тепла по второму контуру

вследствие отказов оборудования

Полученные вероятностные оценки для отдельных систем и сооружении

позволяют выделить те из них. сейсмостойкость которых наиболее существенным

образом влияет на безопасность эксплуатации АЭС ВВЭР К ним прежде всего относятся: трубопроводные системы важные для безопасности, в т ч вне пределов гермообъема, каркасные строительные конструкции основных сооружений, транспортно-технологическое оборудование, брызгальные бассейны Обеспечение требуемой сейсмостойкости этих конструкций (в смысле малой вероятности их

отказа при землетрясениях) является одним из приоритетных путей повышения

безопасности и снижения общего риска для окружающей среды и населения ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

Полученные в исследовании научные и практические результаты можно сформулировать следующим образом

1. Разработана методология вероятностной оценки безопасности атомных станций с учетом возможных землетрясений, основанная на системном анализе обеспечения техническими средствами защиты окружающей среды (барьерами безопасности и обслуживающими их системами) АЭС за срок ее эксплуатации требуемых функций ядерной и радиационной безопасности

2. Для практической реализации системного подхода предложены способы построения вероятностных моделей безопасности АЭС с учетом землетрясений, классификация возможных последствий, способы учета зависимых отказов и отказов по общим причинам, модели сейсмического воздействия на сооружения^ ДОС, основанные на имеющейся исходной сейсмологической информации о площадке строительства

3. С ■ использованием апробированных практикой сейсмостойкого строительства моделей сооружения, основания и сейсмического процесса рассмотрен ряд задач моделирования динамики подобных систем с учетом случайного характера параметров воздействия, сооружения и основания. На основании применения элементоа теории выбросов предложена схема количественной оценки надежности таких систем, которая может быть использована при выполнении различного рода сравнительных вероятностных оценок в условиях существенной неполноты исходной информации.

4 В рамках развития нормативного линейно- спектрального подхода разработаны методики оценки надежности грунтовых оснований и строительных конструкций с учетом сейсмического фактора, а также предложена методика оценки степени повреждаемости и герметичности строитепьных конструкций при землетрясениях, основанная на применении метода предельного равновесия

5. Разработана методика определения вероятностных характеристик сейсмических нагрузок на оборудование АЭС. Предложены способы учета влияния сейсмического фактора на усталость Материалов и методика оценки надежности элементов, прошедших испытания на вибростендах, основанные на конкретной сейсмологической информации о площадке строительства и прогнозируемом отхлике того или иного сооружения на сейсмическое воздействие.

6 Выполнен ряд исследований влияния сейсмического фактора на надежность технологических каналов I поколения реакторов РБМК. В результате отработана методика вероятностного анализа влияния как сейсмического, так и иных возможных динамических факторов на множественное повреждение ТК

7 Разработана общая схема" анапиза последствий аварий, обусловленных разгерметизацией трубопроводов первого контура АЭС с водным теплоносителем, в том числе, если эти исходные аварийные ситуации вызваны землетрясением Выполнена оценка надежности трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции АЭС РБМК - 1§00. Полученные результаты показывают что учет сейсмического фактора вносит значимые поправки в вероятностные оценки частоты разгерметизации контура, но влиянием сейсмических нагрузок на прочность и герметичность аварийных помещений практически можно пренебречь" по сравнению с ударно-динамическими нагрузками и ростом давления

8. С применением изложенной методологии и разработанных методик для некоторых характерных схем технического водоснабжения АЭС получены оценки их

надежности Выявлено, что наиболее существенны" вклад сейсмические воздействия могут внести в редкие по вероятности при нормальных условиях эксплуатации комплексные события (отказ нескольких каналов безопасности, потеря искусственного конечного погпотителя тепла, полная или частичная потеря нескольких функций безопасности).

9 Выполнены вероятностные оценки безопасности АЭС РБМК-1500 (I блок " Игналинской АЭС) и АЭС ВВЭР-1000 (V блок Запорожской АЭС) с учетом сейсмических воздействий" на основе имеющейся исходной информации (сейсмологической, геологической и т.п.) по конкретной площадке строительства Полученные предварительные количественные результаты свидетельствуют, что относительный вклад возможных на площадках строительства землетрясений интегральные показатели безопасности станций достаточно значим и сравним,

например, с окладом таких внутренних исходных событию, как разгерметизация трубопроводов первого контура.

10 Выполненные исследования показывают, что применение системного подхода и вероятностных методов для анализа возможного влияния землетрясении на технические средства защиты окружающей ср еды атомных станций- является,-одним из приоритетных способов научно - обоснованного выбора путей повышения их безопасности и обеспечения приемлемого уровня общего риска для окружающей сроды, .

1 Курносое В А., Никольский М А; Михайличенко О А, Буторин С Л, Монэхенко Д В. Балахонова Л А Обобщенные спектры ускорений реакторного отделения атомной электростанции с реактором РБМК - 1500 (Техническое пособие) -Препринт ВНИПИЭТ, РД 8.14-84, Л.: 1984. - 34с

2 Буторин С.Л., Шульман С.Г. Исследования динамического взаимодействия сооружения с основанием в вероятностной постановке. 11В, сб. "Динамика оснований, фундаментов и подземных сооружений": Тезисы 6-й Всесоюзной конференции,- Л/. Изд. ВНИИГ, 1985,- С. 14-15.

3 Буторин С Л., Шульман С.Г. К оценке надежности фунтовых оснований " сооружений при сейсмических воздействиях в рамках нормативной методики II Известия ВНИИГ им. Б.Е.Веденеева: Сб. научн. трудов,-.1986 -Т. 193,-С. 5-7

4. Буторин С.Л., Шульман С.Г. Стохастическое моделирование динамики систем сооружение-основание. //Изв. ВНИИГ им. Б.Е. Веденеева: Сб. научн. трудов - 1987 -Т 202 -С. 13-17.

5 Буторин С Л. К определению количественной надежности грунтовых оснований сооружений АЭС при сейсмическом воздействии. // В сб. "Химическая технология и вопросом надежности эксплуатации".: Сб. научн. трудов,- Л.: иэд ВНИПИЭТ. 1988-С. 54-62.

6 Бирбраер А Н, Буторин С. Л. Шульман С.Г. Оценка надежности основании сооружений при сейсмических воздействиях в рамках нормативной методики. II

Бюллетень по инженерной сейсмологии Na12 / Ереван.: Изд. АН Армянской ССР,-1988 -С. 96-103.

7 Буторин С Л., Монахенко Д.В., Шульман С.Г. Оценка сейсмостойкости АЭС на основе теории риска II Иза. ВНИИГ им. Б.Е. Веденеева: Сб. научн. трудов,- 1989 - Т 214 - С.18-23.

8 Буторин С Л. Оценка надежности защитных железобетонных конструкций при сейсмических воздействиях в рамках линейно-спектральной теории. II Там - же - С 107-110.

9 Буторин С Л, Шульман С Г К оценке надежности системы сооружение -основание/ Мат конф ДЭС - 87 - Л: Энергоатомиздат, Лен отд 1989 ,-С 206-210

10 Буторин С Л, Монахенко Д В, Шульман С Г Вероятностные методы оценки сейсмостойкости АЭС / В сб "Сейсмостойкость энергетических сооружений" - Изд ВНИИГ.Л 1990 -С 203-205

11 Бирбраер А Н., Буторин С Л., Монахенко Д.В., Шульман С Г Вероятностная оценка безопасности АЭС при земпетрясениях.//Мат. конф "Dynamik of structures - "89 " - Карповы Вары, Чехословакия, 1989.

12 Буюрин С Л, Велитченко В.И, Шиверский Е.А, Шульман С Г Вероятностное прогнозирование разрывов технологических каналов РБМК при эксплуатационных и сейсмических воздействиях. //Изв. ВНИИГ им. Б Е. Веденеева Сб. научн трудов -1991 - Т. 225-С 84-92

13 Бирбраер А Н., Буторин С Л., Караковский M В Роледер А Ю. Оценка сейсмического риска для грунтовых оснований и свайных фундаментов (на русск и анг. яз). II Сб. док. сов.- англ: сем. "Применение теории риска в оценке сейсмостойкости АЭС"- Изд. ГАН РФ: Балаково, Россия, январь 1991 - 12с.

14 Бирбраер А H , Буторин С.Л., Шульман С Г. Системный подход к изучению сейсмостойкости атомных станций, основанный на теории риска (на руск. и англ. яз). //Там же.-9с.

15. Буторин С.Л., Попов А И., Фирсов В H . Количественная вероятностная оценка прочности конструкций АЭС при землетрясениях в рамках линейно- спектральной теории (на русск и анг. яз) // Там же - 6с

16. Буторин С.Л Комплексная вероятностная оценка сейсмостойкости ЯЭУ //Препринт ВО ВНИПИЭТ, Л.: 1991 - 19с

17. Буторин С Л. Внешние события. II В сб. докладов совещаний руководителей рабочих групп МП " Безопасность проектных решений и эксплуатации АЭС с реакторами РБМК".-М.:- 1992.-Ч. 1.-С 19-23. у

18. Буторин С.Л., Тананаев A.B., Шульман С,Г. Вероятностная оценка безопасности АЭС с учетом катострофических динамических воздействий. // В сб тезисов ежегодной научн,- техн. конф. Ядерного общества. Нижний Новгород, 1993,-С.

19. Буторин С.Л., Шульман С.Г. Вероятностная оценка сейсмостойкости систем техводоснабжения АЭС. //Изв. ВНИИГ им. Б.Е. Веденеева: Сб. научн. трудов" -1993 - Т. 227 - С 20-25.

20. Бугаенко С.Е., Аржаев А.И., Баранов И.М. Буторин С.Л, Малов M Ю Анализ обоснования целостности компонентов контура многократной принудительной циркуляции, важных для" безопасности реакторной установки РБМК. II Мат. конф. внебюджетной программы МАГАТЭ по безопасности АЭС с реакторами РБМК. " Оценка предлагаемых мероприятий по повышению безопасности Игналинской АЭС" - М.: октябрь 1994, SAPMI-19 - 19с.

21 Аржаев А И., Буторин С.Л, Головлев Ю В Анализ развития аварий, обусловленных разрывом трубопроводов ИАЭС (I блок) - M изд НИКИЭТ -

22. Буторин С.Л., Аржаев А.И, Бугаенко С.Е. Анализ сейсмостойкости барабан-сепараторов АЭС с реакторами РБМК- 1000. //Мат. межд. сем. "Уроки Чернобыля. Технические аспекты ".- Десногорск, Смоленская АЭС, Россия, ahpenb

Диссертация

Швыряев, Юрий Васильевич

Ученая cтепень:

Доктор технических наук

Место защиты диссертации:

Код cпециальности ВАК:

Специальность:

Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Количество cтраниц:

1 Краткий обзор состояния проблемы.

2 Методология вероятностного анализа безопасности АС.

2.1 Общая вероятностная модель безопасности АС.

2.3 Отбор и группировка инициирующих событий.

2.3.1 Определение понятия и классификация инициирующих событий.

2.3.2 Составление полного перечня внутренних ИС.

2.3.3 Группирование ИС.

2.4 Разработка деревьев событий.

2.4.1 Основные понятия и порядок построения ДС.

2.4.2 Основные принципы разработки ДС.

2.5 Методология анализа надежности СБ.

2.5.1 Общие положения.

2.5.2 Классификация отказов элементов.

2.5.3 Построение моделей надежности систем.

2.5.4 Количественный анализ надежности СБ.

2.6 Методика анализа зависимых отказов.

2.6.1 Виды зависимых отказов.

2.6.2 Анализ зависимостей при построении деревьев событий.

2.6.3 Анализ зависимостей при разработке моделей надежности систем.

2.6.4 Качественный анализ отказов общего вида.

2.7 Анализ надежности персонала.

2.7.1 Общие положения.

2.7.2 Основные этапы выполнения анализа надежности персонала

2.8 Оценка параметров надежности элементов.

2.8.1 Термины и определения используемые при анализе данных.

2.8.2 Определение групп компонентов для задачи анализа данных

2.8.3 Использованные источники данных.

2.8.4 Определение границ компонентов.

2.8.5 Определение видов отказов элементов.

2.8.6 Классификация событий по условиям обнаружения и восстановления.

2.8.7 Номенклатура показателей надежности.

2.8.8 Моделирование отказов элементов на деревьях отказов.

2.8.9 Методы применяемые для задачи оценки параметров надёжности.

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

2.9.1 Общие положения.

2.9.2 Качественная оценка безопасности на основе результатов

2.9.3 Количественная оценка безопасности на основе результатов

2.10 Выводы по главе 2.

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

3.1 Введение.

3.2 Концепция безопасности.

3.2.1 Реакторная установка В-392.

3.2.2 Системы безопасности АЭС-92.

3.3 Оценка эффективности проектных решений для

АЭС-92 на основе результатов ВАБ.

3.3.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1.

3.3.2 Результаты ВАБ уровня 1.

3.3.3 Анализ значимости.

3.3.4 Анализ чувствительности.

3.3.5 Анализ неопределенностей значений частоты ПАЗ.

3.3.6 Оценка уровня безопасности АЭС «Куданкулам » на основе результатов ВАБ.

3.4 Проектные решения по повышению экономичности.

3.4.1 Снижение затрат на сооружение АЭС.

3.4.2 Повышение показателей надежности выработки энергии.

3.5 Выводы по главе 3.

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

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

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

4.2.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1.

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

4.2.3 Устранение логических петель.

4.2.4 Результаты оценки частоты повреждения активной зоны.

4.3 Оценка уровня безопасности АЭС «Бушер-1» на основе результатов ВАБ. fc 4.4 Выводы по главе 4.

5 Применение ВАБ для действующих АЭС с реакторами ВВЭР.

5.1 Применение ВАБ для энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС.

5.1.1 Введение.

5.1.2 Результаты ВАБ по проекту 1.4.TACIS-91.

5.1.3 Результаты ВАБ по проекту NOVISA.

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

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

5.1.6 Выводы по разделу 5.1.

5.2 Разработка стратегии технического обслуживания

СБ для АЭС с реакторами В-320.

5.2.1 Выводы по разделу 5.2.

5.3 Применение ВАБ для оптимизации регламентов технического ^ обслуживания и ремонтов СБ АЭС с реактором В-320.

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

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

5.3.3 Выводы к разделу 5.3.

Введение диссертации (часть автореферата) На тему "Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР"

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 » /2/ 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 Законе о Техническом Регулировании » определения понятия безопасности можно считать эквивалентными.

На большинстве эксплуатируемых в настоящее время АС используются реакторы водоводяного типа (ВВЭР, РУ\!И). 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.

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 выбросам 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.

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), внутриплощадочных (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.

Основные цели работы

Научная новизна работы

В процессе разработки методологии ВАБ решены следующие научные проблемы:

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, формирование 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.

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

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

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

3.2. Разработана стратегия проведения периодического технического обслуживания и ремонтов систем безопасности;

3.3. 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

ВАБ уровня 1 для энергоблоков с реактором В-320 Балаков-ской АЭС (1991-2001 гг.). Отчеты по ВАБ были включены в состав проектных материалов, представляемых концерном «Росэнергоатом » (РЭА ) в Госатомнадзор РФ (ГАН РФ) для получения лицензии на ввод энергоблока 4 в эксплуатацию и для получения лицензий на продолжение эксплуатации 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 Р.01/96 Программ ТАС18-91, ТАС1Э-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 составе проекта достройки АЭС «Бушер » в Исламской Республике Иран с реактором ВВЭР-1000 (РУ В-446). ВАБ уровня 1 был подвергнут экспертизе 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;

Методика анализа надежности систем безопасности включена в отраслевые руководящие материалы РТМ 95490-78 «» 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 бакеприямке ГА-201 позволило сократить на 40 суток длительность останова энергоблока 2 Балаковской АЭС для проведения КПР в 2003 году.

Достоверность результатов работы

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 СБ, 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.

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

1. 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.

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

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

Апробация работы

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.

2. ¡Кпёмин 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.

4. Букринский A.M., Швыряев Ю.В. «Требования к надежности систем безопасности АЭС ». Электрические станции, № 3, 1981, стр. 1216.

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

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

7. Швыряев Ю.В., Трахтенберг М.Д. и др. «Расчет показателей надежности подсистемы управления блока ВВЭР-1000 ЗаАЭС». Отчет 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 станций при проектировании». Известия Академии Наук СССР . Энергетика и транспорт, №1, 1986, стр 28-36.

9. Швыряев Ю.В., ¡Клемин А.И.| «», Сборник «», Воронеж, 1987, 6 стр.

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

11. 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. № 11/089, 1988, 370 стр.

12. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A., 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 A.A., Токмачев Г.В. «Вероятностное 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.

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.

17. 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 «», г. Подольск, Московская область, 19-23 ноября 2001, том 3, стр. 208-213.

18. 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.

19. Швыряев Ю.В. и др. АЭС «Бушер ». Вероятностный анализ безопасности. 18.Ви. 10.0.00.\ZAB.PR. «Атомэнергопроект », Москва 2003.

20. Швыряев Ю.В. и др. АЭС «Куданкулам », блок 1. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по вероятностному анализу безопасности. Пакет 51-2.18 К.К.О.О.О.Х/АВ.РР* 003, книги 1-6. «Атомэнергопроект », Москва, 2002.

21. 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.

22. Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. «». Теплоэнергетика, № 11, 2003, стр. 2-10.

Структура и объем работы.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Швыряев, Юрий Васильевич, 2004 год

3. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ - 88/97, НП-001-97 , Госатомнадзор России. -1997.

4. Нормы радиационной безопасности, НРБ -99, СП 2.6.1.758-99, Главный государственный санитарный врач Российской Федерации. -1999.

5. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций, ПРБ АС-99, Минздрав России. -1999.

6. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реакторами типа ВВЭР , НП-006-98 (с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 15.01.96 № 1), Госатомнадзор России. -1995.

7. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АЭС), РБ-001-97, (РБ Г-12-42-97), Госатомнадзор России. -1997.

8. Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока атомной станции, РД-04-31-2001, Госатомнадзор России. -2001.

9. Заявление Госатомнадзора России «Применение вероятностного анализа безопасности действующих энергоблоков атомных станций». -1999.

10. Руководство по проведению экспертизы вероятностного анализа безопасности атомных электростанций. Часть 1. ВАБ уровня 1. Раздел 1.1 «Внутренние инициирующие события », ДНП-1-25-2002-/090, Москва, НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России. -2002.

11. Рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности блока атомных станций уровня 1 для внутренних инициирующих событий (при работе блока в режиме выработки электроэнергии во внешнюю сеть), РБ-024-02, Госатомнадзор России. -2002.

12. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant (Reactor Safety Study), Rep.WASH-1400, Washington, DC.-1975.

13. Биркхофер А. Исследования риска при эксплуатации атомных электростанций в ФРГ . Бюллетень МАГАТЭ. -1980. -книга 22. -№ 5/6.

14. Токмачев Г. В. Вероятностные анализы безопасности первого уровня АЭС с реакторами PWR. Атомная техника за рубежом. -1988. -N 12. -С. 18-22.

15. Токмачев Г.В. Состояние и тенденции развития вероятностных анализов безопасности атомных станций. Новости науки и техники. Атомная энергетика. -1990. -вып. 7. -С.17-22.

16. Гнеденко Б.В., Беляев Ю.К., Соловьев А.Д. Математические методы в теории надежности. Москва, Наука. -1965.

17. Гнеденко Б.В., Козлов Б.А., Ушаков И.А. О роли и месте теории надежности в процессе создания сложных систем. В книге «Теория надежности и массового обслуживания ». Москва, Наука. -1969.

18. Farmer F.R. Siting criteria - А new approach. Vienna, IAEA. -1967.

19. Vesely W.A. Time - dependent methodology for fault tree evaluation. Nuclear Engeneering and Design, vol. 13. -1970. -№ 2.

20. Рябинин И.А., Черкесов Г.Н. Логико-вероятностные методы исследования надежности структурно-сложных систем. М.: Радио и связь. -1981.

21. Владимиров Д.А. Булевы алгебры. М.: Наука. -1969. -320 с.

22. I Клёмин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. Москва, Атомиздат. -1974.

23. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1), IAEA Safety Series No. 50-P-4// IAEA,Vienna, Austria. -1992.

24. NUREG/CR-2300, "PRA Procedures Guide," January 1983.

25. NUREG/CR-2815, "Probabilistic Safety Analysis Procedures Guide", US NRC, August 1985.

26. NUREG/CR-4550. Analysis of Core Damage Frequency from Internal Events: Methodology Guidelines. Volume 1. NRC, USA, September 1987.

27. NUREG/CR-1150 „Severe Accident Risk: An assessment of for Five US Nuclear Power Plants", US NRS, Washington DC. -1990.

28. Working Materials of the Workshop conducted under IAEA Technical Cooperation Project RER/9/068 "Harmonization of Probabilistic Safety Assessment Practices", IAEA, Vienna, Austria. -2002.

29. Applications of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants", lAEATECDOC Series No. 1200. -2001.

30. Regulatory Guide 1.174, "An approach for using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis", USNRC.-1998.

31. Regulatory Guide 1.175-1.178, "An approach for Plant-Specific Risk-Informed Decision Making", US NRC. -1998.

32. Swain, A.D., Guttman, H.E., Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, NUREG/CR-1278, Sandia Nalt. 1.abs, Albuquerque, NM. -1983.

33. HALL, R.E., FRAGOLA, I.R., WREATHALL, J., Post Event Human Decision Errors: Operator Action Tree/Time Reliability Correlation, Rep. NUREG/CR-3010, USNRC, Washington, DC.-1982.

34. Hannaman, G.W., Spurgin, A.J., and Fragola, J.R., Systematic Human Action Reliability Procedure (SHARP), NP-3583, Electric Power Research Institute. -1984.

35. Embrey at al., "SLIM-MAUD": An Approach to Assessing Human Error Probabilities Using Structured Expert Judgement", NUREG/CR-6350. -1996.

36. IAEA Safety Series 50-P-10, "Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants". -1995.

37. Проект NOVISA. Детальный анализ ошибок персонала и восстанавливающих действий. 6hw020xr. Нововоронежская АЭС. -2000.

38. COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES ISPRA RESEARCH CENTRE, Common Cause Failures Reliability Benchmark Exercise, Rep. EUR-11054-EN, CEC, Ispra. -1987.

39. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Procedures for Treating Common Cause Failures in Safety and Reliability Studies, Vol. 1, Rep. NUREG/CR-4780, Washington, DC.-1988.

40. HIRSCHBERG, S., Retrospective Analysis of Dependencies in the Swedish Probabilistic Safety Studies, Phase I: Qualitative Overview, Rep. ASEA-ATOM-87-36, ASEA-ATOM (now ABB ATOM), Vaesteraas. -1987.

41. HIRSCHBERG, S. (Ed.), Summary Report on Common Cause Failure Data Benchmark Exercise, Rep. RAS-470 (86) 14, Nordic Liaison Committee for Atomic Energy (NKA), Risoe. -1987.

42. EDWARDS, G.T., WATSON, I.A., A Study of Common Mode Failures, Rep. SRDR-146, United Kingdom Atomic Energy Authority Safety and Reliability Di rectorate, Culcheth, Warrington. -1979.

43. FLEMING, K.N., et al., Classification and Analysis of Reactor Operating Experi ence Involving Dependent Failures, Rep. EPRI-NP-3967, Palo Alto, CA. -1985.

44. Mankamo T. and Pulkkinen Dependent Failutures of Diesel Generators. Nuclear Safety, Vol.23, N01.-1982.

45. Atwood, C.L., 1980a. Common Cause and Individual Failure and Fault Rates for 1.icensee Event Reports of Pumps at U.S. Commercial Nuclear Power Plants, draft, EGG-EA-5289, EG&G Idaho, Inc., Idaho Falls, Idaho.

46. Atwood. C.L., 1980b. Estimators for the Biomlal Failure Rate Common Cause Model, USNRC Report NUREG/CR-1401.

47. Atwood C.L., 1982a. Common Cause Fault Rates for Pumps: Tstimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Commercial Nuclear Power Plants, January 1972-September 1980, USNRC Report NUREG-CR-2098.

48. Atwood, C.L., 1982b. Common Cause Fault Rates for Instrumentation and Con trol Assemblies: Estimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Commer cial Nuclear Power Plants, 1976-1978, USNRC Report NUREG/CR-2771.

49. Atwood, C.L., and J.A. Steverson, 1982a. Common Cause Fault Rates for Die sel Generators: Estimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Nuclear Power Plants, 1976-1978, USNRC Report NUREG/CR-2G99.

50. Atwood C.L., and J.A. Steverson, 1982b. Common Cause Fault Retes for Valves: Estimates Based on Lisensee Event Reports at U.S. Commercial Nu clear Power Plants, 1976-1980, USNRC Report NUREG/CR-2770.

51. Atwood, C.L, and W.J. Suitt, 1982. User"s Guide to BFR, A Computer Code Based on the Binomial Failure Rate Common Cause Model, USNRC Report NUREG/CR-2729.

52. NUREG/CR-5497, F. Marshall, D. Rasmuson and A. Mosleh, "Common-Cause Failure Parameters Estimations"// NEEL/EXT-97-01328. -1998.

53. Сиряпин B.H., Спассков В.П. Критерий отбраковки негерметичных кассет ВВЭР и надежность активной зоны. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", вып.1(4). -1980.

54. Сиряпин В.Н..|Клемин А.И.| Математическая модель надежности активной зоны ВВЭР. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", серия "Физика и техника ядерных реакторов", вып. 2. -1981.

55. Сиряпин В.Н. Поляков Е.Ф. Влияние периодического контроля оборудования АЭС при эксплуатации на его надежность. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", серия "Физика и техника ядерных реакторов", вып. 2. -1981.

56. Спассков В.П., Сиряпин В.Н., Шеин В.П. Некоторые вопросы создания безопасного оборудования ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", серия "Физика и техника ядерных реакторов", вып. 6. -1982.

57. Сиряпин В.Н., Спассков В.П., Филь И.С. Вероятностный анализ температурного режима активной зоны ВВЭР в условиях максимально-проектной аварии. "Сборник "Вопросы атом, науки и техники". -1983. -№7(36).

58. Швыряев Ю.В., Сиряпин В.Н., | Цыганков Е.А. Отраслевая научно- техническая программа «Полномасштабный ВАБ действующих АС с реакторами ВВЭР » Москва, концерн «Росэнергоатом ». -1993. -21с.

59. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Методика определения регламента технического обслуживания СБ АЭС. Расчет периодичности проверок элементов СБ». Проект методики / Отчет ВТИ . -1986. -20 с.

60. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Методика оценки вероятностных показателей безопасности атомных станций » / Отчет ВТИ, арх.№ 13215. -1987. -47 с.

61. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Оценка показателей надежности и определение периодичности технического обслуживания систем безопасности АЭС «Козлодуй-Ш» / Отчет ВТИ, арх.№ 13238. -1987. -124 с.

62. Швыряев Ю.В.,| Клемин А.И| «Вероятностные показатели и критерии безопасности » // Сборник «Вопросы обеспечения безопасности современных систем энергетики », Воронеж. -1987. -С.6 -12.

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

64. Швыряев Ю.В., Морозов В.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В. и др. «Анализ надежности и обоснование регламента технического обслуживания систем безопасности блоков №1, 2 Калининской АЭС» / Отчет АЭП , инв. № 3/1-89. -1988.-107 с.

65. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В., Деревянкин А.А. «Оценка вероятностей повреждения активной зоны для АЭС с В-1000» / Доклад на советско-западногерманском семинаре по вопросам безопасности АЭС, Москва. -1988. -40 с.

66. Швыряев Ю.В., Шендерович В.Я., Володин А.В., Токмачев Г.В. и др. «Техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации АЭС » // Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП. -1988.-1800 с.

67. 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 с.

68. Швыряев Ю.В. и др. «Применение вероятностных оценок безопасности при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР» / Технический комитет МАГАТЭ Применение ВАБ новых проектов и систем снижения аварийных последствий», Вена, май 1989.-12 с.

69. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Оценка вероятностей повреждения активной зоны реактора В-1000 при авариях с малой течью» / Доклад на советско-западногерманском семинаре, Москва. -1989.-25 с.

70. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Руководство по выполнению вероятностных анализов безопасности АС при проектировании» // НТД , АЭП, инв. № Р.210.002-90. -291 с.

71. Швыряев Ю.В., Токмачев Г.В. «Оценка вероятности повреждения активной зоны реактора В-1000 при обесточивании энергоблока» /Доклад на советско-американском семинаре, июнь 1990, Вашингтон. -20 с.

72. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Вероятностный анализ запроектных аварий для Ростовской АЭС » // Проект Ростовской АЭС, АЭП, инв. № п/м-88. -1990. -350 с.

73. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Байкова Е.В., Токмачев Г.В. и др. «Комплекс программ для ПЭВМ по оценке вероятностных показателей безопасности АЭС» / Отчет АЭП, инв. № 0-XIII1/3/90. -57 с.

74. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В., Краснорядцева 0 .0 . «Анализ надежности для обоснования регламента технического обслуживания систем безопасности 3 - 4 блоков Кольской АЭС» /АЭП, инв. № 0-1.125/90. -1990. -91 с.

75. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности АЭС «Темелин » в ЧСФР» // Москва, АЭП. -1990. -321 с.

76. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Вероятностный анализ запроектных аварий для Балаковской АЭС (энергоблоки № 5, 6)» // Проект Балаковской АЭС, АЭП, инв. № п/м-134. -1990. -507 с.

77. Швыряев Ю.В., Антропов Г.А., Барсуков А.Ф. и др. «Mini - PSA АЭС-91 для условий Финляндии» // Проект энергоблока 3 «Ловиса » в Финляндии. ЛиАЭП. -1991.-450 с.

78. Швыряев Ю.В., Майнич В.П., Свердлов А.А., Токмачев Г.В. и др. «Результаты расчетов частоты повреждения активной зоны АЭС «Хурагуа » при авариях «большая » и «средняя » течь» / Отчет П.АЭП, инв.№ 69713. -1991.-254 с.

79. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня АС-92» // Проект АЭС-92, Москва, АЭП. -1991. -150 с.

80. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. «Внедрение методов вероятностного анализа в практику проектирования АЭС » /Доклад на научно-практической конференции ГПАН, Москва. -1991. -10 с.

81. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. «Анализ зависимых отказов при проведении вероятностных анализов безопасности » /Доклад на советско-английском семинаре, Москва, апрель 1991. -17,5 с.

82. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности блока №4 Балаковской АЭС» //АЭП. -1992. -273 с.

83. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня АС-91ПР»//АЭП, Москва. -1992.-117 с.

84. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня для технических предложений АЭС НП-1000» / /АЭП, Москва. -1992.-79 с.

85. Швыряев Ю.В. и др. «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения». Ядерное общество. Москва. -1992. -264 с.

86. Швыряев Ю.В., Деревянкин А.А., Токмачев Г.В. «Вероятностное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440», «Атомная энергия », том 73, вып. 1, июль 1992. -С.54-59.

87. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф., Деревянкин А.А., Токмачев Г.В. Состояние и проблемы вероятностного анализа безопасности для АЭС с ВВЭР //Атомная энергия, Москва, том 74, вып. 6. -1993. -С.459-466.

88. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС. 3 энергоблок . Вероятностный анализ безопасности первого уровня. Том 1. Количественная оценка частоты повреждения активной зоны для внутренних исходных событий // АЭП, Москва. -1996.

89. Shvyryaev Y.V., Barsukov A.F., Krasnorjadtseva 0 .0 . et al. Project: PSA for W E R 1000/\/320. Summary Report. First Level Probabilistic Safety Analysis for Zaporozh"e NPP. Unit 5. 95-KL-REP-MOHT-EDF-055n01 // AEP, Moscow. -1998.-926 p.

90. Букринский A.M., Антропов B.H., Швыряев Ю.В. Методика разработки перечней запроектных аварий (1-ая редакция) / Отчет НТЦ ЯРБ, инв. № 120-19/361, Москва. -1998. -121 с.

91. Yu. Shvyryaev., Antropov V.N., Buckrinsky A.M. «Development of Methodology and List of BDBA for WWER-1000 for Quantitative Analysis». // SAM-99 -Information Exchange Forum on "Severe Accident Management", Obninsk, 18-

93. Yu. Shvyryaev. «Novisa Project PSA of NVNPP3» // Fifth International Information Exchange Forum Safety Analysis for NPP"s of WER and RBMK Types, 16 - 20 October 2000, Obninsl

94. Швыряев Ю.В. Атомная станция Нововоронежская АЭС-2, Перечень ЗПА для энергоблоков НВАЭС -2 // «Атомэнергопроект », Москва. -2000. -89 с.

95. Швыряев Ю.В. Перечень ЗПА АЭС с В-320 / «Атомэнергопроект », Москва. - 2000. -87 с.

96. Швыряев Ю.В. и др. «Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня» / /АЭП, Москва. -2000. -681 с.

97. Малышев А.Б., Морозов В. Б, Швыряев Ю.В. "Особенности разработки отчетов по анализу безопасности и ВАБ для эксплуатирующихся энергоблоков АЭС с ВВЭР в России". Сборник трудов АЭП, № 2, -2001. -С.43-53.

98. Швыряев Ю.В. «Применение ВАБ для выработки и принятия решений по повышению безопасности действующих и проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР» / Конференция МАГАТЭ, Австрия (Вена), сентябрь 2001. (на русск. и англ. яз.). -33 с.

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

100. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. Проект NOVISA (WBS 3.1.11). Окончательный отчет по ВАБ первого уровня. 16JW011XR / /АЭП, Москва. -2002.

101. Морозов В.Б., Швыряев Ю.В. "ВАБ для АЭС с ВВЭР в рамках программы TACIS. Основные результаты" // Международная конференция. Десятилетие Программ ТАСИС в странах СНГ, г. Киев, 10-12 июля 2002. Сборник докладов. -С. 167-173.

102. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева 0 .0 . «Анализ и расчет снижения частоты повреждения активной зоны энергоблоков 1-4 Балаковской АЭС при реализации компенсирующих мероприятий для запроектных ава-рий» / /АЭП, Москва. -2002. -232 с.

103. Правила и нормы ядерной и радиационной безопасности. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реакторами типа ВВЭР (ПНАЭ Г-01-036-95), Госатомнадзор России, Москва. -1995.

104. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева 0 .0 . и др. Проект АЭС «Бу- шер». Вероятностный анализ безопасности. 18.BU.1 O.O.00.VAB.PR // «Атомэнергопроект », Москва. -2003.

105. 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. -148 с.

106. Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. «Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения » // Теплоэнергетика, № 11. -2003. -С.2-10.

107. Швыряев Ю.В., Токмачев Г.В., Байкова Е.В. ст. "Вероятностный анализ безопасности 4-го энергоблока Нововоронежской АЭС" / Сборник трудов АЭП.-2003.-№4.-С.9-15.

108. Швыряев Ю.В. «Современный подход к методологии вероятностного анализа безопасности атомных станций» // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика.-2004.-№1.-С. 17-24.

109. Банюк Г.Ф., Драгунов Ю.Г., Сиряпина Л.А., Таранков Г.А. Анализ причин коррозионной повреждаемости труб парогенераторов АЭС с ВВЭР. "20-ый отраслевой семинар "Инженерные и экономические аспекты ядерной энергетики",. -1986.

110. Стекольников В.В., Ермаков Н.И., Денисов В.П., Сиряпин В.Н. Опыт создания и эксплуатации реакторных установок ВВЭР-1000. Журнал "Ядер-ж ная Европа". -1984.

111. Вихорев Ю.В, Вознесенский В.А., Гончаров В.В., Дубровин К.Н., Проселков В.Н., Сидоренко В.А., Сиряпин В.Н., Фатиева Н.Л., Филь Н.С. Опыт эксплуатации ТВС реактора ВВЭР-1000 пятого блока Нововоронежской АЭС. Журнал "Атомная энергия", том 54. -1983.

112. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по анализам надежности. Анализ надежности системы аварийной защиты реактора, АЭС «Куданкулам » Блок 1,2; 412-Пр-227, ФГУП ОКБ «Гидропресс ». -2000.

113. Установка реакторная В-446. Анализ надежности. Часть 10. Система аварийной защиты реактора АЭС «Бушер » Блок 1. ФГУП ОКБ «Гидропресс ». -2000.

114. В.А. Григорьев «Концепция применения вероятностных методов механики разрушения для анализа надежности оборудования и трубопроводов РУ с ВВЭР», Сборник трудов конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР ».-2001.

115. Бахметьев A.M., Самойлов О.Б., Усынин Г.Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ : (Б-ка эксплуатационника АЭС; Вып. 23). - М.: Энерго-атомиздат. -1988. -136 с.

116. Авербах Б.А., Бахметьев A.M., Егоров В.В. и др. Анализ защищенности реакторной установки АСТ -500 от отказов по общей причине и ошибок персонала. - Тезисы докладов Всесоюзного научно-технического совещания. - ВНИИАЭС , М.-1987.

117. Бахметьев A.M. Статус ВАБ при проектировании и лицензировании АЭС. Международная встреча по безопасности и лицензированию ГТ-МГР, 9-13 октября 2000, Сан-Диего (США ).

118. A.M. Бахметьев , С П. Линьков, СВ. Гуреев и др.Вероятностный анализ Воронежской ACT; Отчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ "Курчатовский институт"; инв.№А63513, Н. Новгород. -2001.

119. A.M. Бахметьев , С П. Линьков, СВ. Гуреев и др.; Вероятностный анализ безопасности АСТ-500М Сибирского химкомбината: Отчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ "Курчатовский институт"; инв.№А63585, Н. Новгород. -2001.

120. A.M. Бахметьев , С П. Линьков, Ю.А. Макеев и др.; Проект ГТ-МГР. Оценка вероятностного риска, книги 1-2: Отчет о НИР / ОКБМ; инв. №0103110.- Н. Новгород. -2002.

121. Клёмин A.H.I, Песков Р.А., Фролов Э.В. Структурная математическая модель надежности АЭС. Методика расчета. Атомная энергия, Т.51. -1981.

122. Антонов А.В., Острейковский В.А. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. Москва, Энергоиз-дат. -1993.

123. Lioubarski А, Kouzmina I., Gordon В., Rozin V. Insiglnts from Level-1 PSA for Novovoronezh NPP (Unit 5) and PSA-based Modifications// Proceedings of the PSA"99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P.21-28.

124. A.Liobarski, I. Kuzmina, «Comparison of some Results and Modeling Issues of PSAs For WER-1000», Transactions of Fourth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 11-15 October 1999. ^

125. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3. IAEA, Vienna. -1999.

126. RISK SPECTRUM, User"s Manual, Version 2.1, Relkon Teknik AB, Box 1288, S- 172 25 Sundbyberg, Sweden, April 1994.

127. CEC TACIS 91 Programme TACIS 3.1 Final Level 1 PSA Report C9225/AEP/REP/063 Issue V3, ATOMENERGOPROEKT, Moscow. -1996.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания.
В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.

- 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:

Частоты исходных событий и интенсивности отказов компонентов, для которых нет данных из опыта эксплуатации;
Частота и перемещения грунта, связанные с сильными землетрясениями;
Моделирование отказов по общей причине;
Моделирование ошибок персонала;
Моделирование явлений, возможных при тяжелых авариях;
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:

Вероятность отказа функций или систем безопасности (Уровень 0);
Частота повреждения активной зоны (Уровень 1);
Частота конкретного выброса (т.е. количество, изотопы) радиоактивных веществ со станции или частота в зависимости от его величины (Уровень 2);
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:

Как абсолютные значения (в Беккерелях) выброса наиболее значимых нуклидов;
Как доля содержимого активной зоны;
Как определенная доза наиболее облученного человека за пределами площадки;
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 :

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);
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);
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.

Возможно, будет полезно почитать: