Обоснование безопасности проекта АЭС-2006 для условий площадки Нововоронежской АЭС-2 методами вероятностного анализа безопасности

Размещено на http://www.allbest.ru

Размещено на http://www.allbest.ru

В связи с принятием государственной программы развития атомной энергетики России возрастает ее доля в общем энергетическом балансе страны. Прогнозируемый ввод мощности атомных электростанций (АЭС) до 2020 года на территории основных энергозон составляет 32,3 млн. кВт [1]. Новые АЭС должны быть конкурентоспособными по сравнению с другими источниками энергии, но при этом удовлетворять все более ужесточающимся требованиям безопасности. Поэтому проблема разработки проектов экономичных и безопасных АЭС (базовый проект АЭС-2006) приобрела особую актуальность.

В проекте АЭС-2006, который относится к «поколению 3+» АЭС с легководными реакторами под давлением, реализованы решения, направленные на существенное повышение уровня безопасности по сравнению с АЭС с ВВЭР-1000, находящимися в эксплуатации. При разработке проекта АЭС_2006 для условий площадки Нововоронежской АЭС-2 (НВАЭС-2) в базовый проект внесены также изменения, направленные на улучшение технико-экономических показателей.

Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) является инструментом, позволяющим провести комплексную оценку безопасности АЭС как целостного объекта и доказать, что уровень ее безопасности является высоким с учетом всех в совокупности мер, реализуемых на проектной стадии. Поэтому в настоящее время существенно возросла роль ВАБ при лицензировании проектов новых АЭС.

ВАБ уровня 1 и 2 для внутренних инициирующих событий разработаны в составе проектной документации по техническому проекту АЭС-2006 для условий площадки НВАЭС-2 в соответствии с требованиями нормативных документов [2-4]. Основная цель разработки ВАБ состояла в комплексной качественной и количественной оценке уровня безопасности блока АЭС, подтверждении его соответствия вероятностным целевым показателям, установленным в [2] и Техническом задании на разработку проекта АЭС-2006 для условий площадки НВАЭС-2, а также в выявлении факторов, вносящих наибольший вклад в количественные показатели безопасности блока.

На стадии технического проекта ВАБ, результаты которого описаны в настоящей публикации, является предварительным. Необходимо отметить, что объём и глубина ВАБ зависят от готовности и полноты исходной информации по проекту АЭС. На данной стадии разработки проекта информация по техническому обслуживанию и действиям персонала достаточно неопределенная, объем анализов аварийных процессов является ограниченным, а также отсутствуют детальные данные по управляющим системам безопасности. При нехватке какой-либо информации преимущественно использовались консервативные предположения. Уточненный ВАБ будет выполнен позднее на стадиях рабочего проектирования и подготовки окончательного отчета по обоснованию безопасности.

Требования к проекту АЭС-2006.

В соответствии с ОПБ-88/97 [2], в качестве одного из вероятностных показателей безопасности должна рассматриваться вероятность тяжелых запроектных аварий, которая не должна превышать значение 110-5 на реактор в год. Однако в Техническом задании на разработку проекта АЭС-2006 для условий площадки НВАЭС-2 эксплуатирующая организация ОАО «Энергоатом» установила значительно более жесткое требование, а именно: для обеспечения радиационной безопасности вероятность тяжелого повреждения активной зоны (ПАЗ) для всех эксплуатационных режимов должна быть менее 110-6 на реактор в год. Это положение, которое ужесточает не только отечественные, но и современные международные требования для новых АЭС, позволит создать типовой проект отечественной АЭС, который будет гарантированно согласовываться и с будущими подходами к обеспечению безопасности.

В соответствии с ОПБ-88/97 [2], в качестве вероятностного показателя безопасности, наиболее комплексно характеризующего воздействие АЭС на окружающую среду, должна рассматриваться вероятность предельного аварийного выброса основных дозообразующих радионуклидов, которая не может превышать значение 110-7 на реактор в год. Техническим заданием на разработку проекта АЭС-2006 для условий площадки НВАЭС-2 подтверждена необходимость применения данного вероятностного критерия для этого проекта.

Кроме того, следует упомянуть еще и следующие частные вероятностные требования к проекту АЭС_2006, имеющие непосредственное отношение к безопасности:

- требование в отношении низкой чувствительности к потере электроснабжения от энергосистемы, которое заключается в том, что установленные ориентиры для вероятностных показателей безопасности должны быть достигнуты при потере электроснабжения от энергосистемы с интенсивностью не менее 0,2 1/год;

- требование к частоте разрыва корпуса реактора, в соответствии с которым она не должна превышать значение 110-7 1/год.

Как уже сказано выше, к экономичности проекта АЭС-2006 также предъявляются жесткие требования. Одной из последствий этого является рассмотрение в ВАБ плановых ремонтов систем безопасности при работе энергоблока на мощности вместо обычного подхода к их ремонту в режимах с остановленным реактором, а также проведение вероятностных оценок как для годичной топливной кампании, так и для более эффективной двухгодичной.

Характерные особенности проекта АЭС-2006 для условий площадки Нововоронежской АЭС-2.

Энергоблок включает в себя четырехпетлевую реакторную установку с комплексом систем нормальной эксплуатации и систем безопасности и одну турбоустановку с вспомогательными системами турбинного отделения.

Компоновочные решения энергоблока, сочетающие двойную защитную оболочку реакторной установки, машинный зал, здания систем безопасности и вспомогательных систем, обеспечивают минимальную протяженность коммуникаций и высокую надежность как при нормальной эксплуатации, так и в процессе выполнения функций безопасности в аварийных ситуациях.

Достижение высокого уровня надежности выполнения функций безопасности в проекте НВАЭС-2 основывается на использовании функционального и конструктивного разнообразия, а также разнообразия режимов использования и/или разнообразия эксплуатационных состояний резервированных элементов и систем безопасности. В частности, принцип разнообразия с использованием активных и пассивных систем безопасности применен для:

- отвода остаточных энерговыделений от реактора, в том числе и при течах теплоносителя;

- поддержания запаса теплоносителя в активной зоне при течах из первого контура.

Применение функционального и конструктивного разнообразия в системах безопасности позволяет обеспечить глубокую защиту от отказов по общей причине, а применение пассивных систем, не требующих для своего функционирования вмешательства персонала, является надежной защитой от его ошибочных действий.

Надежность выполнения функций безопасности зависит от длительности послеаварийного периода времени, в течение которого требуется их выполнение для приведения блока в стабильное безопасное состояние. Важной особенностью проекта НВАЭС-2 является то, что для систем, выполняющих функции отвода тепла от активной зоны, предусмотрена принципиальная возможность их работы в течение неограниченного времени.

Для выполнения функций безопасности предусмотрены соответствующие пассивные устройства:

- замкнутые контуры естественной циркуляции по стороне теплоносителя второго контура с воздушными конденсаторами и устройствами регулирования нагрузки прямого действия на каждом парогенераторе. Эта система пассивного отвода тепла от парогенераторов может неограниченно долго отводить от них тепло к окружающему воздуху;

- гидроемкости первой ступени;

- гидроемкости второй ступени с пассивным нормированием расхода. Накопленный в гидроемкостях объем воды обеспечивает аварийный залив активной зоны реактора в течение как минимум 24 ч без ввода в действие активных систем аварийной подпитки при течах первого контура размером до эквивалентного полному разрыву главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) Ду=850 мм;

- пассивная система создания разрежения в межоболочечном пространстве, совмещенная с фильтром глубокой очистки;

- система каталитического сжигания водорода в атмосфере защитной оболочки;

- система улавливания и охлаждения топливного расплава, расположенная в пространстве под корпусом реактора.

Пассивные системы могут самостоятельно выполнять все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора, по крайней мере, в течение 24 ч. Они способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения собственных нужд АЭС, включая аварийные источники переменного тока.

Помимо пассивных систем, упомянутых выше, те же функции безопасности могут независимо выполняться активными каналами. В проекте принята двухканальная структура активных систем безопасности. Каждый канал может выполнить функции системы с эффективностью 100 %. При этом обеспечивается внутреннее резервирование основных активных элементов каждого канала и соответствие проекта принципу единичного отказа.

Характер действия активных систем безопасности традиционен. В тоже время проектом предусмотрен принцип совмещения функций нормальной эксплуатации и функций безопасности для некоторых систем безопасности и обеспечивающих их работу систем, когда часть оборудования или каналов систем безопасности непрерывно работают, а другие оборудование или каналы находятся в режиме ожидания при работе блока на мощности. При этом большая часть оборудования (насосов, арматуры и т.п.) работающих каналов уже находятся в состояниях, которые требуются для выполнения заданных функций безопасности при возникновении аварийных ситуаций. В случае возникновения аварийной ситуации никакого специального переключения не требуется. Такое решение позволяет повысить уровень готовности систем безопасности за счет исключения скрытых отказов работающего оборудования и обеспечить дополнительную защиту от отказов по общей причине за счет применения разнообразия режимов использования однотипного оборудования (различные доаварийные режимы работы и различное исходное состояние оборудования).

Объем вероятностного анализа безопасности, выполненного на стадии разработки технического проекта.

Нормативными требованиями [5] установлено, что для получения лицензии на сооружение ядерной установки (блока АЭС) необходим ВАБ уровня 1. ВАБ блока АЭС уровня 2, уточненный по результатам ввода в эксплуатацию, необходим для получения лицензии на эксплуатацию. Однако уже на настоящей стадии было решено выполнить ВАБ обоих уровней для того, чтобы обеспечить влияние ВАБ на разработку проекта на наиболее ранней стадии, а значит и в наиболее эффективном виде.

В соответствии с методологией ВАБ, изложенной в основополагающих документах нормативно-методического характера, разработка ВАБ представляет собой итерационный процесс. На стадии технического проекта любой ВАБ является предварительным. Необходимо отметить, что объём и глубина ВАБ зависят от готовности и полноты исходной информации по проекту АЭС и результатов соответствующих расчетных обоснований, в частности, по анализам запроектных и, в том числе, тяжелых аварий и оценке их радиационных последствий. На стадии разработки технического проекта информация по техническому обслуживанию и действиям персонала недостаточно детальна, а анализы запроектных аварий, специфические для проекта НВАЭС-2, отсутствуют. В этих условиях модели ВАБ уровня 2, например, были разработаны с учетом использования исходных данных по референтным проектам новых АЭС с ВВЭР. В свою очередь, результаты, полученные при разработке настоящего ВАБ уровня 2, будут использованы при составлении представительного перечня запроектных аварий и выполнения соответствующих расчетных обоснований на стадии рабочего проектирования и подготовки окончательного отчета по обоснованию безопасности. На указанной стадии будут выполнены окончательные ВАБ уровня 1 и 2 для проекта НВ АЭС-2.

ВАБ уровня 1 и 2 разработаны для внутренних инициирующих событий, причем в рамках выполнения ВАБ уровня 1 проанализированы все исходные состояния энергоблока, а ВАБ уровня 2 - только работа энергоблока на мощности до возникновения инициирующего события. В качестве источников радиоактивности при разработке ВАБ рассмотрено ядерное топливо в активной зоне реактора.

Разработка вероятностно-логической модели и проведение количественных расчетов выполнены с применением программного средства Risk Spectrum PSA Professional (версия 1.10) [6], которое аттестовано российским надзорным органом [7]. ОАО «Атомэнергопроект» имеет бессрочную лицензию разработчика программы Risk Spectrum PSA Professional, шведской фирмы Relcon, на ее использование для разработки ВАБ любых АЭС [8].

Программное средство Risk Spectrum PSA Professional позволяет разрабатывать и анализировать модели риска и надежности методом деревьев отказов и деревьев событий (расчетная модель) и выполнять вероятностные расчеты. Разработанная расчетная интегральная модель, включает полный комплекс логически связанных между собой деревьев событий, функциональных деревьев отказов, деревьев отказов систем, а также баз данных по показателям надежности элементов, параметрам моделей отказов общего вида, частотам инициирующих событий, а также значений вероятностей ошибочных действий персонала и особых событий. Основу алгоритма расчетов составляют генерация и количественная оценка минимальных сечений, представляющих собой минимальный по количеству набор событий, обусловливающих наступление вершинного события анализируемого дерева отказов или конечных состояний аварийных последовательностей. Следует отметить, что получены не только точечные оценки вероятностных показателей безопасности, но и проведены анализы значимости, чувствительности и неопределенности результатов.

Результаты вероятностного анализа безопасности.

Разработка вероятностной модели и проведение количественных расчетов было выполнено для нескольких вариантов. Среди варьируемых факторов рассматривались: время непрерывной работы энергоблока между перегрузками топлива (один или два года); режимы, в которых проводятся плановые ремонты систем безопасности (работа энергоблока на мощности или остановленный реактор); расчетный интервал моделирования работы систем при аварии (24 часа или более) и другие. Ниже результаты представлены для экономически обоснованного варианта с проведением плановых ремонтов оборудования систем безопасности в режиме работы энергоблока на мощности. Для сравнимости полученных результатов с ВАБ, выполненных для других АЭС, приведены оценки для варианта с годичным периодом между перегрузками и 24-часовым расчетным временем работы систем безопасности после возникновения инициирующего события.

Средние значения суммарной частоты повреждения активной зоны для всех рассматриваемых внутренних инициирующих событий для всех режимов эксплуатации, включая режимы останова, составили:

- с учетом разрывов корпуса реактора и коллектора парогенератора при длительности послеаварийного периода 24 ч частота ПАЗ составляет 6,110-7 на реактор в год;

- без учета разрывов корпуса реактора и коллектора парогенератора - 4,310-7 на реактор в год.

Наибольшие вклады в значение суммарной частоты ПАЗ (см. рис. 1) вносят стояночные режимы с частичной или полной перегрузкой, внеплановые остановы для проведения ремонта петель первого контура. Это объясняется следующими причинами: во-первых, необходимостью управляющих действий персонала вследствие отсутствия автоматических сигналов на введение в действие систем безопасности и, во-вторых, значительным консерватизмом, принятым при разработке ВАБ для стояночных режимов вследствие недостаточного объема теплогидравлических анализов, выполненных к настоящему времени.

Значительный вклад вносят инициирующие события с катастрофическими разрывами корпуса реактора (частота 110-7 на реактор в год) и коллекторов парогенераторов (частота 810-8 на реактор в год). Это может быть объяснено тем, что оценки частот таких событий выполнены со значительной степенью консерватизма. Поэтому необходимо выполнить эти оценки с применением методов улучшенной оценки.

На рис. 2 и 3 представлены доминантные вкладчики в ПАЗ для режимов работы блока на мощности и с остановленным реактором, соответственно.

Рис. 1. Результаты количественных оценок частоты ПАЗ, полученные для всех режимов эксплуатации блока

реактор безопасность атомный

Рис. 2. Распределение вкладов в частоту ПАЗ для работы блока на мощности

Рис. 3. Распределение вкладов в частоту ПАЗ для стояночных режимов эксплуатации блока

Результаты ВАБ уровня 2 систематизированы в табл. 1. Полученные результаты позволяют сделать вывод, что требования к проекту АЭС-2006 по частоте превышения предельного аварийного выброса выполняются со значительным запасом (1,810-8 против 110-7 1/год по нормативным требованиям). Кроме того, основными вкладчиками в частоту превышения предельного аварийного выброса являются последовательности, при которых защитные меры могут не потребоваться в течение трех и более суток, то есть аварийные сценарии с поздним отказом защитной оболочки. При таких авариях сохраняется возможность эффективного применения мер по защите населения.

Таблица 1. Результаты оценки точечных (средних) значений частот категорий выбросов с превышением критерия предельного аварийного выброса

Проблемы, решенные при разработке вероятностного анализа безопасности для проектов новых АЭС.

При выполнении вероятностного анализа безопасности для проектов новых АЭС был выявлен ряд важных проблем методического характера, которые не были значимыми при анализе действующих сейчас АЭС. Эти проблемы включают моделирование отказов общего вида (ООВ) многоканальных систем со сниженным влиянием факторов общности, увеличение расчетного интервала моделирования работы систем при аварии (более 24 ч после возникновения инициирующего события) и оценку неготовности из-за вывода во внеплановый ремонт оборудования систем безопасности, эксплуатирующихся в соответствии с новыми регламентными требованиями.

ООВ является частным случаем отказа по общей причине. Согласно общепринятому в мире определению, ООВ - это зависимый отказ группы из нескольких элементов, происходящий одновременно или в течение короткого промежутка времени (т.е. почти одновременно) вследствие воздействия одной общей причины. В основу системы понятий, составляющих принципы моделирования ООВ при разработке ВАБ, положены концепции коренных причин, условий их проявления и факторов общности (т.н. связывающих механизмов, которые обеспечивают распространение действия коренных причин на группу резервированных элементов).

Основный способ уменьшения вклада ООВ в значения вероятностных показателей безопасности АЭС на проектной стадии заключается в применении решений, позволяющих исключить или добиться снижения влияния факторов общности. Специфика анализа ООВ резервируемого оборудования новых АЭС с ВВЭР определяется принятыми проектными решениями. Одним из подходов, снижающих влияние факторов общности, заключается в том, что элементы систем безопасности, составляющие резервированную группу, могут находиться в различных эксплуатационных состояниях до возникновения инициирующего события, в том числе, длительное время выполнять ту же функцию, которая требуется в аварийных условиях. В новых проектах АЭС с ВВЭР повышенной безопасности, включая проект НВ АЭС-2, такая конфигурация характерна для каналов ряда систем, в которых часть насосов постоянно работает до начала аварии. Другая часть насосов такой резервируемой группы в доаварийный период находится в режиме ожидания и включается в работу по аварийным сигналам.

Следует отметить, что метод моделирования ООВ групп однотипных резервированных элементов, находящихся в различных эксплуатационных состояниях в режиме нормальной эксплуатации, в мировой практике не разработан. Поэтому был использован следующий подход. Для количественной оценки эффекта от проектных решений, принятых при разработке новых проектов АЭС с ВВЭР и направленных на снижение влияния факторов общности на вероятность возникновения ООВ, все группы элементов, потенциально подверженных таким отказам, разбиваются на две категории.

В качестве групп резервированных элементов, в максимальной степени подверженных воздействию ООВ, при разработке ВАБ рассматриваются:

- идентичные по конструкции элементы, расположенные на одной и той же технологической позиции в различных каналах одной и той же системы безопасности, находящиеся в одинаковом режиме при нормальной эксплуатации и одинаковым образом изменяющие свое состояние при возникновении инициирующего события;

- резервированные группы, состоящие из идентичных элементов, расположенных в одном помещении и относящиеся к одной системе нормальной эксплуатации.

Для элементов, удовлетворяющих приведенным выше условиям, используются параметрические модели ООВ, обобщенные данные для которых приведены в литературных источниках [9] и [10].

Группы однотипных резервированных элементов, для которых проектными мерами исключены основные факторы общности, моделируются с использованием параметрических моделей ООВ с пониженными значениями их параметров. В частности, к таким группам относятся идентичные элементы разных каналов одной системы безопасности, находящиеся в разных состояниях (положениях) при нормальной эксплуатации, но в одинаковых состояниях (положениях) после возникновения инициирующего события.

Для получения количественной оценки параметров ООВ указанных групп необходимо использовать исходные данные, отличающиеся максимальной степенью обобщения, например, параметры модели -фактора, приведенные в NUREG/CR-5485 [10]. Указанные параметры получены путем обобщения статистических данных, относящихся к группам ООВ фиксированной размерности, но различным типам оборудования и видам отказа. Для большей универсальности метода, параметры таблицы NUREG/CR-5485 были пересчитаны в параметры биномиальной модели, которые остаются неизменными для групп любой размерности. Было принято, что ООВ элементов с неполным набором факторов общности могут произойти в результате особых условий (летальных шоков), связанных с возникновением аварийного режима при невыявленной ошибке проекта. Для такого ООВ было оценено значение параметра модели _фактора, характеризующего условную вероятность летальных шоков для указанных групп элементов. Подробно описание данного подхода приведено в [11].

Для новых проектов АЭС с ВВЭР большое значение имеет выбор расчетного интервала моделирования работы систем при аварии. Как правило, в ВАБ, выполненных для действующих АЭС, указанный интервал ограничен 24 ч после возникновения инициирующего события. В новых проектах применены пассивные системы отвода тепла и залива активной зоны (гидроемкости второй ступени), что позволило существенно снизить вероятность тяжелого повреждения активной зоны на данном интервале времени. Однако время эффективной работы вышеупомянутых систем при авариях с течами теплоносителя первого контура ограничено (например, запасом воды в гидроемкостях второй ступени), поэтому необходимо показать, что увеличение расчетного интервала времени не приведет к существенному изменению полученных для периода 24 ч вероятностных показателей безопасности. Для достижения указанной цели был разработан специальный метод, позволяющий моделировать аварийные последовательности за пределами указанного временного интервала.

Основные положения этого метода состоят в следующем:

- выполняется анализ аварийных последовательностей моделей ВАБ на периоде 24 ч с успешным конечным состоянием с целью определения тех из них, которые учитывают работу систем с ограниченными ресурсами;

- уточняется фактическое время работы указанных систем (в зависимости от типа инициирующего события);

- определяются наиболее эффективные корректирующие меры, позволяющие возобновить неограниченное по времени выполнение функций безопасности в рассматриваемых условиях (например, подключение дополнительных систем, восстановление оборудования и т.п.) и оценивается вероятность их успешной реализации;

- моделируется дальнейшая работа всех участвующих в преодолении аварии систем АЭС с целью определения вероятности повреждения активной зоны на расширенном интервале времени.

Применение данного подхода для обоснования безопасности НВАЭС-2 показало, что при увеличении интервала моделирования работы систем при аварии свыше 24 часов учет только одной из возможных корректирующих мер позволяет ограничить относительное увеличение вероятности ПАЗ значением 1,5 10-7 1/год.

К числу методических вопросов, решение которых было необходимо для учета в ВАБ особенностей как проекта НВАЭС-2, так и других новых АЭС с ВВЭР, относится оценка вероятности событий с выводом во внеплановый ремонт оборудования каналов систем безопасности. Следует учесть, что для достижения данной цели невозможно использование прямых статистических данных с эксплуатирующихся блоков по следующим причинам:

- различны структура и конфигурация систем безопасности (например, число каналов систем безопасности);

- различны режимы работы систем и стратегии проведения испытаний (в соответствии с проектными решениями часть систем безопасности выполняет также функции нормальной эксплуатации, и проверка работоспособности каналов выполняется посредством их циклического включения в работу).

Из сказанного следует, что вероятности событий с неготовностью каналов систем безопасности в связи с их выводом ремонт необходимо определять расчётно-аналитическим путём на основе использования статистических данных по показателям надежности элементов действующих АЭС, являющихся аналогами для применяемого в проектах оборудования.

На стадии разработки ВАБ для проекта НВАЭС-2 был разработан подход, позволяющий выполнить расчеты с учетом всех особенностей новых проектов. Данный подход предполагает рассмотрение полного эксплуатационного цикла оборудования, т.е. наряду с периодом дежурства он учитывает интервалы времени, в течение которых часть оборудования каналов систем безопасности находится в работе.

Результаты ВАБ уровня 1 и 2 демонстрируют высокий уровень безопасности разрабатываемого проекта АЭС-2006 для условий площадки Нововоронежской АЭС-2.

Экспертиза надзорного органа установила, что ВАБ уровня 1 энергоблока №1 НВАЭС-2 выполнен на приемлемом техническом уровне [12]. Результаты экспертизы позволили сделать общий вывод об отсутствии недостатков, препятствующих сооружению энергоблока №1 НВАЭС-2. Вместе с тем, справедливо указано, что ВАБ требует доработки из-за незавершенности проекта энергоблока №1 НВАЭС-2 (отсутствие проекта систем контроля и управления, отсутствие достаточной доказательной базы проектных решений в части детерминистических анализов безопасности), неполноты объема исследования ВАБ, ограниченного только внутренними инициирующими событиями, и ряда сделанных экспертами замечаний, учет которых несомненно приведет к повышению качества анализа безопасности Нововоронежской АЭС-2. Экспертиза ВАБ уровня 2 пока не проводилась.

По результатам ВАБ уровня 1 можно сделать вывод о том, что высокий уровень безопасности (низкие значения вероятностных показателей безопасности) достигнут за счет применения следующих проектных решений для НВ АЭС-2:

- применение системы пассивного отвода тепла, резервирование быстродействующих запорно-отсечных клапанов дополнительными изолирующими задвижками на паропроводах и установка изолирующих задвижек перед БРУ-А обеспечивают значительное снижение вклада от переходных процессов;

- применение автоматических сигналов течи из первого во второй контур и введение по ним в действие систем безопасности обеспечивает значительное снижение вклада от течей из первого контура во второй контур;

- использование в одном канале системы аварийного и планового расхолаживания первого контура насосов, разных по конструкции и способных резервировать друг друга при низком давлении первого контура, обеспечивает дополнительную защиту от отказов по общей причине. Применение этого решения совместно с использованием гидроемкостей второй ступени и автоматическими сигналами на запуск системы аварийного расхолаживания или системы пассивного отвода тепла в режим расхолаживания обеспечивает снижение вклада от течей из первого контура внутри защитной оболочки;

- применение концепции проекта с резервированием активного оборудования в рамках одного канала обеспечивающих систем с автоматическим запуском резерва и совмещение для этих систем функций нормальной эксплуатации и функций безопасности обеспечивает снижение вклада от отказов по общим причинам оборудования обеспечивающих систем;

- применение концепции проекта с резервированием активного оборудования в рамках одного канала позволяет увеличить допустимое время вывода этого оборудования в ремонт при работе блока на мощности и обеспечивает снижение вклада от неготовности оборудования из-за внепланового ремонта;

- проведение плановых ремонтов элементов и оборудования систем безопасности, доступных для ремонта при работе реактора на мощности, обеспечивает снижение значений суммарной частоты ПАЗ в три раза по сравнению с проведением таких ремонтов на остановленном реакторе, с одновременным сокращением длительности плановых остановов.

Для дальнейшего развития технологии ВАБ применительно к новым проектам требуется решение следующих задач [13, 14]:

- разработка методологии получения вероятностно обеспеченных оценок вероятностных показателей безопасности. Для целей обоснованного и эффективного применения результатов расчётов вероятностных показателей, требуется, чтобы их значения, полученные в результате разработки ВАБ, в максимально возможной степени соответствовали истинному уровню безопасности анализируемых объектов, обеспечивая при этом необходимый запас для уверенного принятия решений о соответствии заданным количественным критериям. Задача проверки соответствия АЭС установленным вероятностным критериям безопасности относится к классу задач контроля количественных характеристик сложных объектов в условиях неопределенности. Для того чтобы решить указанную задачу, необходимо перейти от средних к вероятностно обеспеченным оценкам вероятностных показателей, т.е. оценкам, характеризующим определенные граничные значения показателей, полученные с некоторым «вероятностным запасом»;

- создание достоверных баз данных по показателям надежности оборудования, устройств и элементов, важных для безопасности, которые являются исходными данными для разработки логико-вероятностных моделей ВАБ и выполнения расчетов. Использование недостоверных исходных данных приводит к искажению результатов ВАБ и, как следствие, недоверию к ним со стороны лиц, принимающих решения. В первую очередь, это проблема относится к впервые разрабатываемым элементам, для которых необходимо получение соответствующих объекту анализа количественных оценок параметров, характеризующих вероятности отказов элементов АЭС, в том числе отказов общего вида;

- разработка консолидированной методологии для определения показателей надежности пассивных элементов (корпусного оборудования, трубопроводов, теплообменников, строительных конструкций и т.п.). Решение этой задачи имеет особую важность для новых АЭС, проекты которых основываются на применении пассивных элементов и систем. Вероятностно-прочностные расчеты и методы механики разрушения являются основным средством для оценок значений показателей надёжности оборудования и строительных конструкций АЭС по отношению к отказам пассивных элементов при нормальной эксплуатации и внешних воздействиях. Это объясняется тем, что определение показателей надежности таких элементов на основе эксплуатационной статистики невозможно вследствие относительно небольшой наработки и отсутствия отказов, а оценка показателей по нулю отказов приводит к избыточному консерватизму результатов ВАБ. К числу таких событий относятся, например, разрушение корпусов реакторов, коллекторов парогенераторов или трубопроводов большого диаметра, а также нарушение герметичности или прочности защитной оболочки. Гармонизация результатов имеющихся или вновь выполняемых вероятностно-прочностных расчетов имеет особую значимость для проектов АЭС нового поколения, поскольку значения вероятностей повреждения основного оборудования в значительной мере определяют оценку вероятностных показателей безопасности энергоблоков в целом. Однако, несмотря на широкую практику применения указанных методов как при разработке ВАБ, так и при решении различных задач практики эксплуатации, методика выполнения указанных расчетов отработана не полностью, а исходные данные для них часто задаются на основании экспертно-нормативного подхода, без учета реальной дефектности материалов и надежности средств контроля. Не выполняются анализ чувствительности результатов расчетов к изменениям исходных данных, отсутствуют оценки неопределенности, что приводит, в частности, к значительным различиям в оценках частот инициирующих событий в проектах новых АЭС с ВВЭР;

- разработка баз данных для моделирования отказов общего вида большой размерности, когда число резервируемых элементов в группе превышает 4 элемента. Решение этой задачи особенно важно в процессе разработки ВАБ для вновь проектируемых АЭС при моделировании отказов общего вида для пассивных элементов (обратных клапанов, теплообменников, воздушных затворов и т.п.). На эксплуатирующихся АЭС отсутствует необходимая техническая и организационно-распорядительная документация, регламентирующая выявление и анализ редких событий с отказами общего вида, результатом чего является отсутствие эксплуатационной базы данных по указанным событиям. Концерн ОАО «Энергоатом» не является также участником международной программы по созданию интегрированной базы данных в части событий с отказами общего вида. Как следствие, в ВАБ, разработанных российскими организациями, используются обобщенные данные из иностранных источников, главным образом, опубликованных в США. Представляется актуальным вступление концерна ОАО «Энергоатом» в существующую международную программу по созданию интегрированной базы данных в части событий с отказами общего вида;

- разработка моделей для учета временньго резервирования, т.е. имеющихся у персонала запасов времени, которые могут быть использованы им для восстановления критических функций безопасности при отказе систем безопасности с целью предотвращения тяжелых последствий;

- анализ надежности программного обеспечения. Проблема учёта надёжности программного обеспечения является одной из ключевых задач, сдерживающих применение программируемых средств в управляющих системах безопасности. Комбинаторный характер обработки и накопления информации, множество условных переходов и динамическое распределение ресурсов в системах высокого уровня создают большое количество путей выполнения программ, чем объясняется, невозможность выявить абсолютно все программные ошибки на этапах тестирования и опытной эксплуатации. При этом точное повторение всех данных и условий маловероятно. Поэтому указанные ошибки программирования проявляются в случайные моменты времени либо в виде глобальных повторяющихся отказов, что может быть общей причиной неработоспособности резервируемых каналов, либо перемежающихся отказов, т.е. сбоев, которые устраняются преимущественно автоматизированными методами (повторной инициализацией программ). В настоящее время разработано достаточно большое число моделей оценки надежности программного обеспечения [15]. Основной проблемой является поддержка этих моделей адекватными исходными данными. В этом отношении существует очень ограниченное число источников [14].

Список литературы

1. Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики до 2020 года. Одобрена распоряжением Правительства Российской Федерации от 22 февраля 2008 г. № 215-р.

2. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97). «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)». Госатомнадзор России, 1997 г.

3. РБ-032-04. Основные рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций. Федеральная служба по атомному надзору

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

5. Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих обеспечение ядерной установки, радиационного источника, пункта хранения ядерных материалов, хранилища радиоактивных отходов и/или заявленной деятельности (для атомных станций). РД-04-03-2006. Москва, 2006.

6. Risk Spectrum, User's Manual, Version 2.1, Relkon Teknik AB, Box 1288, S - 172 25 Sundbyberg, Sweden, April 1994 (на английском языке).

7. Программа Risk Spectrum PSA. Аттестационный паспорт программного средства, регистрационный номер 160 от 28.03.2003. Госатомнадзор России, НТЦ ЯРБ, 2003 г.

8. Relcon Software License Agreement. Risk Spectrum PSA Professional, License Number RS-0292 (на английском языке).

9. Common-Cause Failure Parameter Estimations. NUREG/CR-5497, US NRC, Washington, DC, October 1998.

10. Guidelines on Modeling Common-Cause Failures in Probabilistic Risk Assessment», U.S. NRC, NUREG/CR-5485, Washington, DC, November 1998.

11. В.Б. Морозов, Г.В. Токмачев Подход к моделированию отказов по общей причине в ВАБ проектов новых АЭС с ВВЭР-1000. Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 2008, №4, с.31_41.

12. Экспертное заключение о безопасности энергоблока № 1 Нововоронежской АЭС-2 на этапе сооружения. Часть 2. Концепция обеспечения безопасности. Системы и элементы АС. Анализ аварий. Вероятностный анализ безопасности. ДНП-5-1220-2008. Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности (НТЦ ЯРБ). Москва, 2008

13. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. «Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ». - М.: ФИЗМАТЛИТ, 2008.

14. Токмачёв Г.В., Токмачев И.Г. «Надежность программного обеспечения систем безопасности АЭС» - Атомная техника за рубежом, Москва, 2004, №12, стр. 3-14.

15. Половко А.М., Гуров С.В. «Основы теории надежности» - СПб.: БХВ-Петербург, 2006

Размещено на Allbest.ru