Проведения вероятностного анализа безопасности на атомной станции. Вероятностный анализ безопасности как основа для принятия решений по управлению радиационным риском от аэс. Научная новизна работы

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

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.

Размер: px

Начинать показ со страницы:

Транскрипт

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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