Работа рубин вероятностный анализ безопасности. Положения, выносимые на защиту. Исходные данные и предположения при проведении количественных оценок значений частот ПАЗ

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

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

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

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

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

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

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

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

Рассмотрим некоторые особенности применения принципа единичного отказа согласно требованиям нормативов.

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

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

Исходное событие и зависимый от него отказ канала системы безопасности.

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

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

Системный детерминистический анализ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

В реакторах с развитым свойством самоограничения мощность активной зоны снижается

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

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

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

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

5.2 Вероятностная оценка безопасности

Общие положения

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

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

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

Уровни ВАБ

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

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

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

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

РИС. 5.2. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ АНАЛИЗОВ БЕЗОПАСНОСТИ

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

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

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

- оценка изменения величин ЧПАЗ, ЧПАВ;

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

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

Специалисты в области ядерной энергетики различают понятия надежности и безопасности ЯЭУ.

Надежность ЯЭУ – это ее свойство вырабатывать полезную энергию (тепловую, электрическую, механическую) требуемых параметров по заданному графику нагрузки в допустимых для нормальной эксплуатации радиационных условиях при заданной системе технического обслуживания и ремонтов оборудования.

Безопасность ЯЭУ – это ее свойство обеспечивать с помощью технических средств и организационных мер непревышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и проектных авариях, т.е. таких авариях, против которых в проекте предусмотрена специальная защита.

Как видно из приведенных определений, надежность и безопасность, являясь свойствами, должны обеспечивать определенные потребительские качества ЯЭУ. Если безопасность обеспечивает только недопущение ущербов (в том числе и для населения),то надежность ЯЭУ обеспечивает также и экономичность эксплуатации ЯЭУ. Поскольку обеспечение безопасности ЯЭУ требует затрат (имеет определенную цену), то оно неизбежно приходит в противоречие с экономическими показателями ЯЭУ. Двойственность целей при обеспечении надежности ЯЭУ – с одной стороны, обеспечить экономичность, а с другой – безопасность ЯЭУ, делает свойство надежности ЯЭУ определяющим.

Обеспечению НиБ ЯЭУ с самого начала развития ядерной энергетики уделялось значительное внимание. Ответственные и квалифицированные специалисты всегда понимали важность этих свойств ЯЭУ и старались его обеспечить с запасом (иногда в ущерб экономичности). Достаточно привести пример с Первой в мире АЭС в г. Обнинске, пятидесятилетие которой было отмечено в июне 2004г. Основные ее системы за все время эксплуатации не выработали свой ресурс.

За время существования ядерной энергетики выработались определенные система и культура обеспечения НиБ ЯЭУ как сложных и потенциально опасных технических систем. Все важные для безопасности элементы и устройства дублируются (элементное резервирование), контроль состояния и режимов работы ЯЭУ осуществляется по многим параметрам приборами, использующими разные физические явления и принципы действия (функциональное резервирование). Все важные системы обслуживаются и ремонтируются по строго определенным графикам с последующим контролем качества. Такому важному фактору как квалификация и дисциплина обслуживающего персонала, уделяется самое серьезное внимание.

Заметим, однако, что абсолютно надежных технических систем в природе не существует. Если бы можно было создать такую систему, то можно смело утверждать, что она была бы и абсолютно бесполезной, т.к. весь положительный эффект от нее ушел бы на обеспечение ее собственной надежности. Это утверждение справедливо и для ЯЭУ. Поэтому на случай отказов оборудования предусматриваются системы, обеспечивающие их безопасность. Эти системы также могут отказывать. Поэтому они резервируются по тем же принципам, что и основное оборудование ЯЭУ.

Комплексное решение задачи по обеспечению НиБ ЯЭУ невозможно без их количественной оценки. Всегда нужен количественный критерий, определяющий достаточность принятых мер. Разработкой и применением специфических количественных методов оценки показателей НиБ ЯЭУ занимается большое число квалифицированных специалистов, основные усилия которых направлены на обеспечение необходимых точности и достоверностиоценок. Поскольку по своей природе отказы оборудования являются случайными событиями, то разработана и используется специальная технология оценок показателей НиБ ЯЭУ, имеющая специальное название – вероятностный анализ безопасности (ВАБ) . ВАБ представляет собой системный анализ причин возникновения, всевозможных путей развития и последствий аварий на ЯЭУ с использованием широкого спектра физических, теплотехнических методов, механики разрушения и ряда других, дополненных анализом надежности средств обеспечения безопаснос, а также новейших достижений теории вероятности, математической статистики, теории случайных процессов, алгебры логики и других.

В процессе проведения ВАБ обычно выделяют несколько основных этапов. ВАБ уровня 0 – оценка интенсивности исходных событий аварий и анализ надежности систем безопасности. ВАБ уровня 1 – анализ аварийных процессов, которые могут привести к разрушению активной зоны, основных причин разрушения и частоты их возникновения. ВАБ уровня 2 предусматривает анализ теплофизических и химических процессов плавления активной зоны. Определяются возможные виды отказов защитной оболочки. Рассматриваются процессы выделения р/а продуктов из топлива, распространения их в пределах защитной оболочки и выхода за предусмотренные границы локализации. Результатом анализа является верочтностное распределение выбросов с различным количеством радиоактивных продуктов в окружающую среду. ВАБ уровня 3 посвящен анализу распространения радионуклидов в окружающей среде и воздействие их на население. При этом также учитываются экономические последствия аварий.

Основным понятием, которым оперируют при проведении ВАБ ЯЭУ, является риск . Это понятие является синтетическим и учитывает как неопределенности во времени появления и масштабах проявления нежелательных событий, так и ущерб от них. Интуитивное понимание риска всегда связывается с вероятностной природой событий. Если наступление или ненаступление неблагоприятного события в данных конкретных условиях предопределенно, то о риске говорить бессмысленно. В первом случае необходимо принимать меры по предотвращению события, которое обязательно наступит, если не изменить условия, приводящие к его появлению. Если событие определенно не наступает, то нет необходимости включать его в рассмотрение. Если случайное событие не приводит к ущербу, то интуитивно ясно, что его тоже можно не принимать во внимание при оценке риска, т.к. в этом случае просто нечем рисковать.

Количественной мерой риска R принято считать следующую математическую конструкцию:

где N – число рассматриваемых событий;

0 < Р i < 1 – вероятность наступления i-го события;

С i – ущерб от i-го события, если оно наступит.

Входящие в правую часть записанного равенства величины должны удовлетворять следующим условиям:

1) ущербы С i должны измеряться в одних и тех же единицах;

2) рассматриваемые события должны быть несовместны, т.е. наступление одного из них должно означать, что остальные (или любые сочетания из них) не наступили;

3) система рассматриваемых событий должна быть полной, т.е. должна включать в себя всю совокупность ситуаций, которые в принципе могут произойти на ЯЭУ (в том числе и ситуацию нормальной эксплуатации).

Последнее условие означает, что в рассмотрение должны быть включены и ущербы (облучение персонала в пределах норм, материальные затраты на противоаварийные мероприятия и др.), которые неизбежно возникают также и при нормальной эксплуатации ЯЭУ. Формально условие 3) записывается так:

.

Тогда риск R есть ни что иное, как среднее значение ущерба от работы ЯЭУ в данных конкретных условиях.

Часто рассматривают условный риск , т.е. риск только от неприятных событий на ЯЭУ, при условии, что какое-либо из них произошло. Условный риск R ус может быть вычислен по формуле

,

где считается, что событию нормальной эксплуатации присвоенномер N итогда .

Построение системы событий, по которой оценивается риск от ЯЭУ – сложный итерационный процесс. В него на разных стадиях проведения ВАБ включаются многие специалисты, в том числе экологи, радиобиологи, экономисты, сотрудники регулирующих органов, а также общественность. В странах, где ВАБ для ядерных технологий получил достаточное развитие, участие общественности в построении наиболее полной системы событий для оценки риска считается естественным и только приветствуется. Это гарантирует, что при проведении ВАБ ЯЭУ какие-либо важные детали при оценке риска не будут упущены, а также повышает уверенность правительственных учреждений в том, чтоих решении по развитию и/или модернизации ядерных технологий будут поняты общественностью правильно. Успех ВАБ ЯЭУ может быть достигнут только в случае, когда система событий, для которой должен оцениваться риск от ЯЭУ, принята всеми заинтересованными сторонами. Достоверная оценка вероятностей неблагоприятных событий при анализе риска является основной задачей при расчёте количественных показателей надежности ЯЭУ.

Следует отметить, что важнейшим в обеспечении НиБ ЯЭУ является человеческий фактор. Как уже отмечено выше, по оценкам специалистов примерно 70% крупных инцидентов на ЯЭУ или произошли из-за ошибок персонала, или сопровождались ими. Однако как раз учет вероятностей ошибок человека наиболее труден при проведении ВАБ . Второй трудностью является получение достоверных исходных данных по показателям надежности отдельных элементов и узлов ЯЭУ. У этой трудности есть причины как объективного, так и субъективного характера. Так как обеспечению надежности элементов и узлов ЯЭУ уделяется серьезное внимание и они, как правило, выпускаются малыми сериями или в единичных экземплярах, то статистика по их отказам крайне мала или отсутствует вовсе. Поэтому достоверная оценка показателей надежности таких элементов и узлов, в принципе, нетривиальная задача. Это – объективная причина . К субъективным причинам следует отнести трудности в организации сбора достоверной информации по отказам важных для безопасности элементов и узлов ЯЭУ.

Оценки второй компоненты риска – ущерба – также должны проводиться по определенным правилам. Здесь также есть некоторые проблемы, в том числе и морально-этического характера. Например, требование измерять ущербы от различных неблагоприятных событий в одних и тех же единицах приводит к необходимости введения единой шкалы для экономических и человеческих потерь при анализе последствий возможных тяжелых аварий. Моральные ущербы и неполученные в результате аварии выгоды также требуется измерять в одних и тех же единицах.

В силу изложенного, при проведении ВАБ приходится иметь дело, с одной стороны, с очень малыми величинами (10 -5 -10 -12), характеризующими вероятности отказов ЯЭУ и его элементов и систем, и/или очень большими (10 5 -10 12), характеризующими ущербы от аварий, а с другой – оценки этих величин часто весьма приблизительны.

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

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

Введение

1 Краткий обзор состояния проблемы 20

2 Методология вероятностного анализа безопасности АС 28

2.1 Общая вероятностная модель безопасности АС 28

2.3 Отбор и группировка инициирующих событий 37

2.3.1 Определение понятия и классификация инициирующих событий 37

2.3.2 Составление полного перечня внутренних ИС 38

2.3.3 Группирование ИС 43

2.4 Разработка деревьев событий 43

2.4.1 Основные понятия и порядок построения ДС 43

2.4.2 Основные принципы разработки ДС 46

2.5 Методология анализа надежности СБ 50

2.5.1 Общие положения 50

2.5.2 Классификация отказов элементов 56

2.5.3 Построение моделей надежности систем 59

2.5.4 Количественный анализ надежности СБ 65

2.6 Методика анализа зависимых отказов 111

2.6.1 Виды зависимых отказов 111

2.6.2 Анализ зависимостей при построении деревьев событий 116

2.6.3 Анализ зависимостей при разработке моделей надежности систем 120

2.6.4 Качественный анализ отказов общего вида 123

2.7 Анализ надежности персонала 134

2.7.1 Общие положения...134

2.7.2 Основные этапы выполнения анализа надежности персонала 138

2.8 Оценка параметров надежности элементов 146

2.8.1 Термины и определения используемые при анализе данных. 146

2.8.2 Определение групп компонентов для задачи анализа данных 149

2.8.3 Использованные источники данных 150

2.8.4 Определение границ компонентов 151

2.8.5 Определение видов отказов элементов 153

2.8.6 Классификация событий по условиям обнаружения и восстановления 155

2.8.7 Номенклатура показателей надежности 157

2.8.8 Моделирование отказов элементов на деревьях отказов 158

2.8.9 Методы применяемые для задачи оценки параметров надёжности 159

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

2.9.1 Общие положения 163

2.9.2 Качественная оценка безопасности на основе результатов ВАБ 165

2.9.3 Количественная оценка безопасности на основе результатов ВАБ 170

2.10 Выводы по главе 2 171

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

3.1 Введение 173

3.2 Концепция безопасности... 174

3.2.1 Реакторная установка В-392 178

3.2.2 Системы безопасности АЭС-92 180

3.3 Оценка эффективности проектных решений для

АЭС-92 на основе результатов ВАБ 188

3.3.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1 188

3.3.2 Результаты ВАБ уровня 1 189

3.3.3 Анализ значимости 193

3.3.4 Анализ чувствительности 194

3.3.5 Анализ неопределенностей значений частоты ПАЗ 196

3.3.6 Оценка уровня безопасности АЭС «Куданкулам» на основе

результатов ВАБ 197

3.4 Проектные решения по повышению экономичности 202

3.4.1 Снижение затрат на сооружение АЭС 202

3.4.2 Повышение показателей надежности выработки энергии... 205

3.5 Выводы по главе 3 206

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

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

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

4.2.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1 208

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

4.2.3 Устранение логических петель 214

4.2.4 Результаты оценки частоты повреждения активной зоны 216

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

4.4 Выводы по главе 4 221

5 Применение ВАБ для действующих АЭС с реакторами ВВЭР 222

5.1 Применение ВАБ для энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС 222

5.1.1 Введение 222

5.1.2 Результаты ВАБ по проекту 1.4.TACIS-91 222

5.1.3 Результаты ВАБ по проекту NOVISA 228

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

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

5.1.6 Выводы по разделу 5.1 255

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

5.2.1 Выводы по разделу 5.2 261

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

реактором В-320 261

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

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

5.3.3 Выводы к разделу 5.3 290

6 Основные выводы и результаты работы 291

Литература

Введение к работе

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Основные цели работы

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

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

Научная новизна работы

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

В процессе разработки методологии ВАБ решены следующие научные проблемы:

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

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

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

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

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

Разработана стратегия проведения периодического технического обслуживания и ремонтов систем безопасности;

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

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

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

АЭС с реакторами В-179.

Практическая ценность работы

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

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

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

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

плуатации блоков 1-4 Балаковской АЭС;

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

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

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

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

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

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

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

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

Достоверность результатов работы

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

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

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

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

Положения, выносимые на защиту

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

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

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

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

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

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

тов), в том числе основные:

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

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

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

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

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

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

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

М" АТЭП. Книги 1 и 2. 1985, 300 стр.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Структура и объем работы.

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

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

Отбор и группировка инициирующих событий

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

В соответствии с этим определением ИС разделяются на два класса.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Концепция безопасности

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

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

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

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

Результаты ВАБ уровня 1

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

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

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

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

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

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

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

Исходные данные и предположения при проведении количественных оценок значений частот ПАЗ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

5) Анализ данных. Эта задача включала:

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

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

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

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

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

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