Вероятностный анализ безопасности проекта ВВЭР-ТОИ

Рисунок 1. Основные задачи ВАБ-1

Основными целями ВАБ-1 являются:

оценка достигнутого в проекте уровня безопасности на основе определения значения частоты повреждения ядерного топлива в активной зоне реактора;

определение доминантных факторов, вносящих наибольшие вклады в указанную частоту, и анализ основных причин реализации доминантных аварийных последовательностей (инициирующие события, отказы оборудования и систем, включая отказы общего вида отказы общего вида являются разновидностью отказов по общей причине. Факторами, способствующими возникновению отказов общего вида, являются одинаковость конструкции, режимов использования, технического обслуживания и условий окружающей среды., ошибки персонала и т.п.).

Кроме того, при разработке ВАБ-1 в качестве источника радиоактивности рассмотрено ядерное топливо в бассейне выдержки и выполнена предварительная оценка частоты его повреждения. Основная проблема здесь заключается в отсутствии нормативных требований к вероятностному показателю безопасности для такого источника.

Всего рассмотрено 48 различных типов инициирующих событий для двенадцати эксплуатационных состояний (ЭС), в том числе:

41 инициирующее событие для ЭС при работе блока на мощности, включая работу на минимально контролируемом уровне с остановленной турбиной;

от 3 до 33 инициирующих событий для различных ЭС с остановленным реактором (11 групп ЭС).

При оценке вероятностных показателей безопасности рассмотрены в том числе, и не учитываемые в проекте события запроектных аварий с катастрофическим разрывом корпуса реактора, корпуса и коллектора парогенератора, а также аварии при избыточном дренировании первого контура и аварии с падением тяжелых предметов в реактор в стояночных режимах.

Перечень инициирующих событий разработан с учетом особенностей проекта, а также на основе следующих источников:

обобщенного перечня МАГАТЭ для АЭС с легководными реакторами;

перечней инициирующих событий, рассматриваемых в ВАБ-1 для реакторов ВВЭР-1000;

перечня событий, выявленных на основе анализа эксплуатационного опыта АЭС с ВВЭР-1000 (за период с 1986 по 2011 г);

инженерного анализа проекта;

результатов детерминистического анализа.

Модели аварийных последовательностей разрабатывалась с учетом необходимости достижения безопасных конечных состояний. В соответствии с общепринятым подходом, критерием таких состояний является стабильное выполнение основных функций безопасности (поддержание реактора в подкритическом состоянии и отвод остаточного тепла от ядерного топлива), которое может быть обеспечено в течение неограниченного времени за счет применения средств, предусмотренных в проекте. В качестве количественного приемочного критерия принималось непревышение максимальной температуры оболочки твэлов 1200 оС с учетом критериев по окислению оболочек твэлов.

Для определения критериев успеха выполнения функций безопасности использовались результаты детерминистических анализов и теплогидравлических расчетов, специально проведенных в поддержку ВАБ-1.

Для инициирующих событий, существующих в течение длительного времени, работа пассивных систем, длительность которой ограничена ресурсами (например, запасом воды в гидроемкостях), рассматривалась с точки зрения обеспечения запаса времени, необходимого для принятия мер по приведению блока в одно из безопасных конечных состояний. К таким мерам относятся:

восстановление выполнения функций безопасности штатными работоспособными активными системами с использованием альтернативных конфигураций систем, предусмотренных проектом;

подключение альтернативного оборудования, предусмотренного проектом: мобильной дизельной установки, воздушного теплообменника, альтернативного насоса промежуточного контура с воздушным охлаждением;

восстановление и включение в работу отказавшего оборудования.

Минимальный учитываемый в ВАБ-1 период времени, который отвечает штатной работе систем безопасности в соответствии с критериями успеха, определенными по теплогидравлическим расчетам, принят равным 24 ч.

Максимальный учитываемый в ВАБ-1 период времени определяется для конкретных последовательностей запроектных аварий (с учетом отказов основных активных систем безопасности, предусмотренных в проекте, и работы пассивных систем до исчерпания их ресурса) и составляет не менее 72 часов.

Всего в модели ВАБ-1 разработано 135 основных и трансферных деревьев событий, включая 76 деревьев событий для активной зоны в режимах работы на мощности, 44 дерева событий для активной зоны в стояночных режимах и 15 деревьев событий для бассейна выдержки в разных режимах.

В рамках анализа систем выполнена разработка детальных моделей надежности всех технологических и обеспечивающих систем в форме деревьев отказов. Деревья отказов были разработаны с учетом отказов общего вида, ошибок персонала, неготовности оборудования из-за испытаний или выводов в ремонт.

Для разработки базы данных ВАБ-1 использовался опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000, методы механики разрушения, логические модели и обобщенные данные в случае невозможности применения указанных ранее подходов.

Особенностью анализа надежности персонала АЭС «ВВЭР-ТОИ» является то, что данный анализ выполнен на стадии проектирования, когда отсутствует эксплуатационная документация. Поэтому анализ выполнен с определенным консерватизмом, а его результаты имеют значительную степень неопределенности, характеризуемой фактором ошибки 10. Анализ надежности персонала проведен с учетом требований руководства МАГАТЭ [9]. В объем анализа включены предаварийные и послеаварийные ошибки персонала (включая ошибки при восстановлении), а также зависимости между ошибками персонала. Для решения задачи оценки вероятности ошибок человека, как независимых, так и зависимых, использована методика THERP [10].

Разработка интегральной вероятностно-логической модели энергоблока и проведение количественных расчетов значений вероятностных показателей безопасности выполнены с применением программного комплекса Risk Spectrum PSA (версия 1.1.3), аттестованного российским надзорным органом.

Расчетная интегральная модель ВАБ-1 включает полный комплекс логически связанных между собой деревьев событий, функциональных деревьев отказов, отказов деревьев отказов систем, а также баз данных по показателям надежности элементов, параметрам моделей отказов по общей причине, частотам инициирующих событий и значений вероятностей ошибочных действий персонала и особых событий. Интегральная модель ВАБ-1 разработана для всех эксплуатационных состояний энергоблока.

Расчеты частот повреждения твэлов выполнены для активной зоны и (отдельно) для бассейна выдержки для полуторагодичного топливного цикла. Кроме того, проведены анализы чувствительности, значимости и неопределенности полученных результатов.

Результаты ВАБ-1

Точечная оценка значения общей (т.е. суммарной по всем группам внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока) частоты повреждения активной зоны (ПАЗ) для полуторагодичного топливного цикла составляет 2,9E_7 на реактор в год, что в 16 раз ниже требования технического задания [1].

В таблице 1 представлены результаты оценок значений частот (вероятностей за год) ПАЗ для доминантных инициирующих событий в отдельных ЭС, суммарный вклад которых составил 90 % от общей частоты ПАЗ.

Таблица 1. Результаты оценки частоты ПАЗ для групп инициирующих событий, возникающих в различных режимах работы энергоблока

Наибольшие вклады в значение общей частоты ПАЗ вносят режимы работы энергоблока на мощности (1,3Е-7 1/год, 45 %) и стояночные режимы с разборкой, сборкой реактора при останове с частичной перегрузкой топлива (7,9Е-8 1/год, 27 %) или с полной перегрузкой топлива (3,8Е-8 1/год, 13 %).

Среди инициирующих событий значительный вклад (43%) вносят не учитываемые в проекте инициирующие события (инициирующие события запроектных аварий), для которых предполагается повреждение топлива в активной зоне как следствие самого инициирующего события. Самыми значительными вкладчиками из таких событий являются инициирующие события с катастрофическими разрывами корпуса реактора при работе блока на мощности (6,7E-8 на реактор в год) и падение тяжелых предметов в состояниях с разборкой и сборкой реактора при полной или частичной перегрузке ядерного топлива (5,2E-8 на реактор в год).

Высокий вклад от запроектных аварий объясняется, в первую очередь, консерватизмом в оценке частот таких событий (детальные вероятностно - прочностные анализы для данных инициирующих событий не завершены). Основные категории инициирующих событий, вносящих наибольший вклад в полученное значение частоты ПАЗ, представлены также на рисунке 2. На рисунке 3 приведена значимость отдельных систем и некоторых других событий.

Результаты анализов чувствительности показывают, что применение пассивных систем значительно влияет на значение общей частоты ПАЗ.

Предусмотренные проектом меры по предотвращению или ослаблению последствий запроектных аварий также проанализированы в рамках анализа чувствительности:

применение мобильного дизель-генератора позволило снизить частоту ПАЗ в 5 раз;

применение сухой градирни в качестве автономного теплообменника расхолаживания позволило снизить частоту ПАЗ в 1,3 раз;

применение процедуры «сброс-подпитка» по первому контуру при отказе теплоотвода через второй позволило снизить частоту ПАЗ в 1,6 раз.

Среднее значение суммарной частоты повреждения твэлов в бассейне выдержки, оцененной по группам внутренних инициирующих событий, составляет 4,6E_7 на реактор в год. Наибольший вклад вносят инициирующие события с течью бассейна выдержки при работе реактора на мощности и инициирующие события с отказом систем промежуточного контура или технической воды для всех рассматриваемых ЭС. Основные категории вкладчиков в этот вероятностный показатель безопасности представлены на рисунке 4.

Рисунок 2. Распределение общей частоты ПАЗ по категориям инициирующих событий

Рисунок 3. Весовой фактор для наиболее значимых систем (более 1 %) и других значимых групп событий модели ВАБ-1

Рисунок 4. Частота повреждения твэлов в бассейне выдержки для категорий инициирующих событий

Сравнение с другими проектами

В таблице 2 приведены для сравнения значения частот ПАЗ для проекта «ВВЭР-ТОИ», проекта AP-1000 компании Westinghouse Electric, южнокорейского APR1400, EPR компании AREVA, АЭС «Куданкулам» в Индии, Ленинградской АЭС-2 (данные 2007 г.) и Новоронежской АЭС-2. Выбор зарубежных объектов для сравнения обусловлен большой степенью их готовности (идет сооружение АЭС и, следовательно, проведены экспертизы ВАБ-1 надзорными органами и другими организациями). Отличительной чертой проекта «ВВЭР-ТОИ» по сравнению с референтным проектом Нововоронежской АЭС-2 является требование обеспечить автономность энергоблока (возможность поддержания контролируемого состояния без привлечения внешних ресурсов) в течение 72 ч после возникновения инициирующего события и использование дополнительной пассивной системы гидроемкостей третьей ступени, что оказало влияние на снижение частоты ПАЗ.

Следует отметить, что различия в результатах ВАБ-1 для разных проектов определяются как принятыми при их разработке объемом анализа, исходными данными, допущениями и ограничениями, так и проектными решениями по конфигурации систем безопасности. Вместе с тем, объем и консерватизм допущений, принятых при разработке ВАБ-1 проекта «ВВЭР-ТОИ», позволяют считать, что положительное «сальдо» в пользу данного проекта только увеличится при использовании идентичной шкалы оценок.

Таблица 2. Значения частот ПАЗ разных проектов

Результаты ВАБ-1 подтверждают, что в проекте обеспечено выполнение всех основных инженерных принципов современной концепции глубокоэшелонированной защиты, включая принципы функционального и конструктивного разнообразия, защиты от отказов общего вида, защиты от ошибочных действий персонала. По полученному значению частоты повреждения активной зоны можно сделать вывод о том, что для проекта «ВВЭР-ТОИ» обеспечен более высокий уровень безопасности по сравнению с другими проектами, в особенности принимая во внимание консерватизм в оценке частот инициирующих событий запроектных аварий. Этот результат достигнут за счет применения следующих решений:

эффективного сочетания активных и пассивных систем, обеспечивающих функциональное резервирование, длительную автономность блока в условиях аварий (не менее 72 ч), защиту от отказов общего вида и пониженное влияние человеческого фактора;

применения дополнительных мер на указанном расширенном периоде автономности для восстановления критических функций безопасности, в том числе подключение к потребителям мобильной дизель-генераторной станции (при полном обесточивании), установку автономного теплообменника и подключение его к теплообменникам систем безопасности (для аварий с полной потерей технической воды или потерей промежуточного контура).

Результаты ВАБ-1 подтверждают, что требование технического задания на проект «ВВЭР-ТОИ» и нормативных документов по частоте ПАЗ выполнено со значительным запасом.

На основе результатов ВАБ-1 для внутренних инициирующих событий разрабатывается ВАБ-1 для площадочных и внешних воздействий и ВАБ уровня 2.

Литература

безопасность блок проект вероятностный

1. «Техническое задание на разработку проекта ВВЭР-ТОИ», 2010.C.120.&.&&&&&&.&&&&&.000.MB.0001. Москва, 2011.

2. «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97», НП-01-97 (ПНАЭ Г-1-11-97), Госатомнадзор России, Москва, 1997.

3. «Basiс Safеtу Ртinсiplеs for Nuсlеar Powеr Plants 75.INSAG-3 Rеv.1», INSAG-12. Intеrnational Atomiс Еnеrgy Agenсу, Viеnna, 1999.

4. «Основные рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций», РБ-32-2, Федеральная служба по атомному надзору, Москва, 2004.

5. «Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока атомной станции.» РБ-24-11. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, Москва, 2011.

6. Руководство по безопасности МАГАТЭ - «Development and application of level 1 probabilistic safety assessment for nuclear power plants», Specific Safety Guide No. SSG-3, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2010.

7. Технический документ МАГАТЭ - «Determining the Quality of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Applications in Nuclear Power Plants», IAEA-TECDOC-1511, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2006.

8. Технический документ МАГАТЭ - «Generic initiating events for PSA for WWER reactors», IAEA-TECDOC-749, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1994.

9. Руководство по безопасности МАГАТЭ - «Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants», Safety Series 50-P-10, International Atomic Energy Agency, 1995 (на английском языке).

10. A.D. Swain, H.E. Guttman, «Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications», NUREG/CR-1278.

11. «AP1000 Design Control Document. Revision 17. Chapter 19. Probabilistic Risk Assessment. Section 19.59 PRA Results and Insights».

12. Г.В. Токмачев. АЭС AP1000 компании Westinghouse, обладающая повышенной экономичностью и безопасностью. Атомная техника за рубежом, Москва, 2006 г., № 5, стр. 17-23.

13. Jong Tae Seo «Experience on APR1400 Construction», IAEA TWG-LWR, Vienna, July 26-28, 2011 http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-Jul-26-28-TWG-LWR-HWR/Session-IV/Experience-APR1400-Construction-(Seo).pdf.

14. «Assessment Report. New Reactor Build. EDF/AREVA EPR. Step 2. PSA Assessment», Health & Safety Executive Nuclear Directorate. http://www.hse.gov.uk/newreactors/reports/eprpsa.pdf.

Размещено на Allbest.ru