Безопасность атомных станций вероятностный анализ. Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ввэр швыряев юрий васильевич. Определение тяжести событий на аэс и оценка их уровня безопасности

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

- 640.50 Кб

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

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

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

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

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

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

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

2.2.7 Вероятностные критерии безопасности

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

2.3 Распределение Пуассона

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

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

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

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

где – некоторая положительная величина, называемая параметром закона Пуассона.

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

Рисунок 2.1. Распределение Пуассона

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

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

2.3.1 Основные характеристики распределения Пуассона

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

Используем разложение функции e x в ряд Маклорена :

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

Следовательно

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

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

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

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

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

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

Однако удобнее ее вычислять по формуле :

Поэтому найдем сначала второй начальный момент величины Х:

По ранее доказанному

кроме того,

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

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

3 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЯЖЕСТИ СОБЫТИЙ НА АЭС И ОЦЕНКА ИХ УРОВНЯ БЕЗОПАСНОСТИ

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

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

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

Краткое описание

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

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

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

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

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

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

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

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

Рассмотрим некоторые особенности применения принципа единичного отказа согласно требованиям нормативов.

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

	окончательного	выполнения	системами	безопасности
учитываться.
	Так, в качестве исходного события не должен рассматриваться одновременный разрыв
двух трубопроводов независимых петель первого контура установки ВВЭР:
			Исходное событие - единичное			нарушение (не
		рассматриваются независимые разрывы одновременно двух
		трубопроводов)

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

Исходное событие и зависимый от него отказ канала системы безопасности.

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

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

Системный детерминистический анализ

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

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

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

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

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

Выявляются		развития	аварийной	ситуации			взаимодействия
закономерностей протекания физических процессов, а также отказов систем безопасности.

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

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

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

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

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

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

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

Путь 1	соответствует проектному	протеканию режима,	обеспечивается	при единичном
отказе устройства безопасности и		рассматривается		проектного обосно
безопасности.
Путь 2	характеризуется отказом	системы аварийного	отвода тепла	с принудительной

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

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

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

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

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

В реакторах с развитым свойством самоограничения мощность активной зоны снижается

до уровня мощности, отводимой от реактора. При этом разрушения элементов конструкции
		не происходит. Если отказывает система аварийного отвода тепла
установка		обладает	развитым	свойством самоограничения, то авария			приводит
разрушению активной зоны.
Детерминистический подход способен охватить многие вопросы анализа и обоснования
безопасности ЯЭУ. В то же время остается ряд принципиальных затруднений.
Во-первых,		стремление	выделить	критические		развития

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

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

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

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

5.2 Вероятностная оценка безопасности

Общие положения

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

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

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

Уровни ВАБ

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

на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую

среду (оболочка

ВАБ1-го уровня

анализируются последствия

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

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

сниженном

мощности, планово-предупредительные

ремонты), которые

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

перегрузки), оценивается

повреждения

активной

зоны(топлива), анализируется

эффективность

достаточность

систем, оборудования

действий

персонала

предотвращения повреждения активной зоны(топлива). Количественной характеристикой

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

повреждения топлива) - ЧПАЗ.

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

физического

барьера на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ

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

идентифицируются

причины, источники,

возникновения

радиоактивных

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

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

гермооболочка реактора. Количественная характеристика результатов ВАБ2-го уровня-

частота предельного аварийного выброса(ЧПАВ) радиоактивных веществ и долговременная

целостность герметичных ограждений реакторной установки.

уровня оценивает

последствия

пределами

площадки АЭС

отношению к

аварийным

последовательностям, выявленным

уровня. Целью

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

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

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

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

РИС. 5.2. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ АНАЛИЗОВ БЕЗОПАСНОСТИ

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

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

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

- оценка изменения величин ЧПАЗ, ЧПАВ;

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

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

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

Диссертация

Швыряев, Юрий Васильевич

Ученая cтепень:

Доктор технических наук

Место защиты диссертации:

Код cпециальности ВАК:

Специальность:

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

Количество cтраниц:

1 Краткий обзор состояния проблемы.

2 Методология вероятностного анализа безопасности АС.

2.1 Общая вероятностная модель безопасности АС.

2.3 Отбор и группировка инициирующих событий.

2.3.1 Определение понятия и классификация инициирующих событий.

2.3.2 Составление полного перечня внутренних ИС.

2.3.3 Группирование ИС.

2.4 Разработка деревьев событий.

2.4.1 Основные понятия и порядок построения ДС.

2.4.2 Основные принципы разработки ДС.

2.5 Методология анализа надежности СБ.

2.5.1 Общие положения.

2.5.2 Классификация отказов элементов.

2.5.3 Построение моделей надежности систем.

2.5.4 Количественный анализ надежности СБ.

2.6 Методика анализа зависимых отказов.

2.6.1 Виды зависимых отказов.

2.6.2 Анализ зависимостей при построении деревьев событий.

2.6.3 Анализ зависимостей при разработке моделей надежности систем.

2.6.4 Качественный анализ отказов общего вида.

2.7 Анализ надежности персонала.

2.7.1 Общие положения.

2.7.2 Основные этапы выполнения анализа надежности персонала

2.8 Оценка параметров надежности элементов.

2.8.1 Термины и определения используемые при анализе данных.

2.8.2 Определение групп компонентов для задачи анализа данных

2.8.3 Использованные источники данных.

2.8.4 Определение границ компонентов.

2.8.5 Определение видов отказов элементов.

2.8.6 Классификация событий по условиям обнаружения и восстановления.

2.8.7 Номенклатура показателей надежности.

2.8.8 Моделирование отказов элементов на деревьях отказов.

2.8.9 Методы применяемые для задачи оценки параметров надёжности.

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

2.9.1 Общие положения.

2.9.2 Качественная оценка безопасности на основе результатов

2.9.3 Количественная оценка безопасности на основе результатов

2.10 Выводы по главе 2.

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

3.1 Введение.

3.2 Концепция безопасности.

3.2.1 Реакторная установка В-392.

3.2.2 Системы безопасности АЭС-92.

3.3 Оценка эффективности проектных решений для

АЭС-92 на основе результатов ВАБ.

3.3.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1.

3.3.2 Результаты ВАБ уровня 1.

3.3.3 Анализ значимости.

3.3.4 Анализ чувствительности.

3.3.5 Анализ неопределенностей значений частоты ПАЗ.

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

3.4 Проектные решения по повышению экономичности.

3.4.1 Снижение затрат на сооружение АЭС.

3.4.2 Повышение показателей надежности выработки энергии.

3.5 Выводы по главе 3.

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

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

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

4.2.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1.

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

4.2.3 Устранение логических петель.

4.2.4 Результаты оценки частоты повреждения активной зоны.

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

5 Применение ВАБ для действующих АЭС с реакторами ВВЭР.

5.1 Применение ВАБ для энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС.

5.1.1 Введение.

5.1.2 Результаты ВАБ по проекту 1.4.TACIS-91.

5.1.3 Результаты ВАБ по проекту NOVISA.

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

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

5.1.6 Выводы по разделу 5.1.

5.2 Разработка стратегии технического обслуживания

СБ для АЭС с реакторами В-320.

5.2.1 Выводы по разделу 5.2.

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

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

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

5.3.3 Выводы к разделу 5.3.

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

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

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

В соответствии с «Федеральным Законом о Техническом Регулировании » /2/ понятие безопасности объектов определено как «состояние, при котором отсутствует недопустимый риск, связанный с причинением вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений». В свою очередь понятие риска в этом Законе определяется как «вероятность причинения вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений с учетом тяжести этого вреда».

По отношению к АС причинение вреда связано с радиационным воздействием. Поэтому приведенные в ОПБ-88/97 и «Федеральном Законе о Техническом Регулировании » определения понятия безопасности можно считать эквивалентными.

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

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

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

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

Вероятностный анализ безопасности АС представляет собой комплексный, всесторонний системный анализ безопасности, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и конечных состояний АС с превышением установленных пределов по выбросам радиоактивных продуктов и радиационному воздействию-на население и окружающую среду и определяются значения вероятностных показателей безопасности. Результаты ВАБ используются для качественных и количественных оценок достигнутого уровня безопасности, а также для выработки и принятия решений при проектировании и эксплуатации АС.

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

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

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

Полнота ВАБ определяется перечнем рассмотренных исходных событий (ИС). Разработка полномасштабных ВАБ должна производиться для полных перечней внутренних (вызванных отказами систем, элементов или ошибочными действиями персонала АС), внутриплощадочных (вызванных воздействиями пожаров, затоплений, пароводяных струй, биений трубопроводов, летящих предметов, изменений температур, влажности в помещениях АС) и внешних (вызванных характерными для площадки АС воздействиями природного или техногенного характера) исходных событий.

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

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

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

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

Основываясь на приведенном в ОПБ-88/97 определении безопасности и целевых значениях вероятностей превышения предельных аварийных выбросов (п.1.2.17) и вероятностей запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны реактора (п.4.2.2), можно сделать вывод о том, что для анализа, оценки и обоснования достигнутого при проектировании и эксплуатации АС уровня этого свойства необходимо и достаточно выполнение полномасштабных ВАБ уровней 1 и 2. Этот вывод подкрепляется также тем обстоятельством, что уже определение вероятностных показателей для радиационных последствий по результатам ВАБ уровня 2 связано с большой степенью неопределенностей вследствие недостаточных значений о процессах при тяжелых запро-ектных авариях.

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

Основные цели работы

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

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

Научная новизна работы

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

В процессе разработки методологии ВАБ решены следующие научные проблемы:

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

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

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

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

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

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

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

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

3.5. Обоснована возможность продления на 10 лет назначенного (проектного) срока эксплуатации энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС с реакторами В-179.

Практическая ценность работы

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

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

ВАБ уровня 1 для энергоблоков с реактором В-320 Балаков-ской АЭС (1991-2001 гг.). Отчеты по ВАБ были включены в состав проектных материалов, представляемых концерном «Росэнергоатом » (РЭА ) в Госатомнадзор РФ (ГАН РФ) для получения лицензии на ввод энергоблока 4 в эксплуатацию и для получения лицензий на продолжение эксплуатации блоков 1-4 Балаковской АЭС;

ВАБ уровня 1 для энергоблоков 3 и 4 с реакторами ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС, разработанные по проектам 1.4 и Р.01/96 Программ ТАС18-91, ТАС1Э-96 и по проекту НОВИСА (по контракту, который финансировался Департаментом энергетики США ). Результаты ВАБ использованы для разработки мер по модернизации с целью повышения уровня безопасности этих энергоблоков и для получения лицензии ГАН РФ на продление срока службы этих энергоблоков еще на 10 лет;

ВАБ уровней 1 и 2 для внутренних исходных событий, ВАБ для пожаров в помещениях АЭС и ВАБ для сейсмических воздействий в составе проекта достройки АЭС «Бушер » в Исламской Республике Иран с реактором ВВЭР-1000 (РУ В-446). ВАБ уровня 1 был подвергнут экспертизе миссии МАГАТЭ и Иранского надзорного органа и использован Иранской эксплуатирующей организацией для получения лицензии на строительство АЭС «Бушер ». В процессе проектирования энергоблока на основе результатов ВАБ были разработаны рекомендации по дополнительным проектным решениям по повышению безопасности, которые позволили снизить значения частоты ПАЗ более чем на порядок по сравнению с первоначальным вариантом проекта;

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

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

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

Выполненное на основе ВАБ обоснование возможности проведения плановых ремонтов каналов систем безопасности при останове энергоблоков АЭС с В-320 для производства замены фильтров в бакеприямке ГА-201 позволило сократить на 40 суток длительность останова энергоблока 2 Балаковской АЭС для проведения КПР в 2003 году.

Достоверность результатов работы

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

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

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

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

Положения, выносимые на защиту

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

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

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

Апробация работы

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

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

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

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

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

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

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

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

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

7. Швыряев Ю.В., Трахтенберг М.Д. и др. «Расчет показателей надежности подсистемы управления блока ВВЭР-1000 ЗаАЭС». Отчет АТЭП. Книги 1 и 2. 1985, 300 стр.

8. [Клёмин А.И|., Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф. «Количественный анализ надежности систем безопасности атомных станций при проектировании». Известия Академии Наук СССР . Энергетика и транспорт, №1, 1986, стр 28-36.

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

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

11. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В. и др. «Оценка вероятностных показателей безопасности АС-У87 и АС-88». Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП , инв. № 11/089, 1988, 370 стр.

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

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

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

15. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня. Москва, 2000, 681 стр.

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

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

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

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

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

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

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

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

Структура и объем работы.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

105. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева О.О. «Обоснование возможности вывода в ремонт каналов СБ при выполнении капитального ремонта с реконструкцией бака ГА-201 энергоблоков АЭС с реактором В-320» // «Атомэнергопроект », Москва. -2003. -148 с.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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