ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ Тема-12 Детерминистский и вероятностный анализ безопасности Общие положения детерминистского анализа безопасности. Основные определения в рамках детерминистского подхода. Основные критерии и принципы обеспечения безопасности АС. Предполагаемые и реализуемые цели использования вероятностного анализа безопасности. Основные этапы методологии вероятностного анализа безопасности. Некоторые характерные причины повреждения активной зоны и соответствующие вероятности.
3 Общие положения детерминистского анализа безопасности Детерминистический анализ безопасности ‒ анализ соблюдения критериев безопасности, в основе которого лежит исследование возможного протекания различных сценариев работы АС (включая аварии), основанное на моделировании некоторой цепочки постулируемых событий, которое базируется на реализованных в компьютерных программах (компьютерных кодах) математических моделях исследуемых процессов. Применяемые для детерминистического анализа компьютерные коды представляют собой большие программные комплексы (десятки ÷ сотни тысяч операторов (строк)).
4
5
6 Анализ переходного процесса, проектной (запроектной) аварии начинается с выбора последовательности событий и рассмотрения работы систем в хронологической последовательности, Расчёт проводится от начального состояния до некоторого нового стационарного состояния или до достижения устойчивой работы систем безопасности. Основные расчётные параметры сравниваются с предельными, на основе этого делается вывод о безопасности режима, выходе активности за пределы барьера. В основе таких оценок лежат детальные экспериментальные данные о свойствах барьеров.
7 При нарушениях герметичности барьеров анализируется распространение активности в помещениях герметичной оболочки, в окружающей среде. Особые методики используются при рассмотрении процессов плавления активной зоны и охлаждения кориума, разрушения корпуса, паровых взрывах, выделении энергии в этих процессах. В ходе вариантных расчётов выявляются переходные процессы, не приводящие к нарушению пределов и условий безопасной эксплуатации, устанавливаются необходимые характеристики систем безопасности, ограничивающие повреждения при проектных авариях, разрабатываются меры по управлению запроектными авариями.
8 Рисунок 1 ‒ Изменение во времени параметра безопасности Х при нарушении нормальной эксплуатации
Основные определения в рамках детерминистского подхода 9 Важным звеном в построении логики обеспечения безопасности АС является классификация её систем и элементов. Классификация позволяет всем участвующим в процессе обеспечения безопасности АС сторонам правильно понять о чём идет речь, сориентироваться в дальнейших действиях, а также в соответствующих нормативных документах и проектной документации. Главная же причина — выдвижение каждому классу (группе, категории) определенных требований на стадии проектирования, эксплуатации.
10 Системы и элементы АС различаются: ● по назначению; ● по влиянию на безопасность; ● по характеру выполняемых ими функций безопасности.
11 По назначению системы и элементы АС разделяются на: ● системы и элементы нормальной эксплуатации; ● системы и элементы безопасности.
12 По влиянию на безопасность системы и элементы АС разделяются : ● важные для безопасности; ● остальные, не влияющие на безопасность.
13 По влиянию на безопасность системы и элементы АС разделяются : ● важные для безопасности; ● остальные, не влияющие на безопасность. Системы и элементы безопасности разделяются по характеру выполняемых ими функций: защитные; локализующие; обеспечивающие; управляющие.
14 По степени влияния элементов АС на безопасность устанавливаются четыре класса. 1 класс: твэлы и элементы АС, отказы которых являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими проектном функционировании систем безопасности к повреждению твэлов с превышением установленных для проектных аварий пределов.
15 2 класс: элементы, отказы которых служат исходными событиями, приводящими к повреждению твэлов в пределах, установленных для проектных аварий, при проектном функционировании систем безопасности с учётом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них; элементы систем безопасности, единичные отказы которых приводят к невыполнению соответствующими системами своих функций.
3 класс: 16 элементы систем, важные для безопасности, не вошедшие в классы безопасности 1 и 2; элементы, содержащие радиоактивные вещества, выход которых в окружающую среду (включая производственные помещения АС) при отказах превышает значения, установленные в соответствии с нормами радиационной безопасности; элементы, выполняющие контрольные функции радиационной защиты персонала и населения. 4 класс: элементы нормальной эксплуатации АС, не влияющие на безопасность и не вошедшие в классы безопасности 1‒ 3. Элементы, используемые для управления аварией, не вошедшие в классы безопасности 1, 2 или 3 относятся к классу безопасности 4.
17 Если какой-либо элемент одновременно содержит признаки разных классов безопасности, то он должен быть отнесен к более высокому классу. Участки, разделяющие элементы разных классов безопасности, также должны быть отнесены к более высокому классу.
18 Класс безопасности ‒ обязательный признак при формировании других классификаций элементов устанавливаемых в нормативных документах. АС, Другие признаки этих классификаций устанавливаются в соответствии с комплексом нормируемых нормативными документами характеристик элементов АС. Классификационное обозначение отражает принадлежность элемента к классам безопасности 1‒ 3.
19 Классификационное обозначение элемента дополняется символами, указывающими и на его назначение: Н — элемент нормальной эксплуатации; 3 — защитный элемент; Л — локализующий элемент; О — обеспечивающий элемент; У — элемент управляющих систем безопасности. Если элемент имеет несколько назначений, то все они входят в его обозначение. Например ‒ 2 Н, 23, 2 НЗ.
20 Понятие концепции безопасности АС Концепция безопасности ‒ совокупность ● критериев, которым должно удовлетворять радиационное воздействие АС на персонал, население, окружающую среду в условиях нормальной эксплуатации, при проектных и запроектных авариях; ● принципов, с помощью которых достигаются качества безопасности, установленные критериями; ● проектных решений, направленных на реализацию критериев и принципов безопасности.
21 Нормальная эксплуатация атомной станции ‒ эксплуатация станции в определённых проектом эксплуатационных пределах и условиях. [ТКП 170 -2009 (02300) ‒ ОПБ АС]. Нарушение нормальной эксплуатации АС ‒ нарушение в работе АС, при котором произошло отклонение от установленных эксплуатационных пределов и условий. При этом могут быть нарушены и другие установленные проектом пределы и условия, включая пределы безопасной эксплуатации. [ТКП 170 -2009 (02300) ‒ ОПБ АС].
22 Авария ‒ нарушение эксплуатации атомной станции, при котором произошёл выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом АС для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями. [ТКП 1702009 (02300) ‒ ОПБ АС]. Проектная авария ‒ авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учётом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение её последствий установленных для таких аварий пределами. [ТКП 170 -2009 (02300) ‒ ОПБ АС].
23 Запроектная авария ‒ авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала. [ТКП 170 -2009 (02300) ‒ ОПБ АС]. непреднамеренное выполнение или невыполнение ряда последовательных действий из-за неверной оценки протекающих процессов. [ТКП 170 -2009 (02300) ‒ ОПБ АС].
24 Тяжёлая запроектная авария ‒ запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду. [ТКП 170 -2009 (02300) ‒ ОПБ АС].
25 Основные критерии и принципы обеспечения безопасности АС
26 МАГАТЭ разработало особую семиуровневую шкалу инцидентов, о которых каждая страна обязуется сообщать в МАГАТЭ, делая тем самым достоянием мировой общественности информации о событиях на АС мира: ● 1 -й и 2 -й уровни ‒ отсутствие каких-либо радиационных последствий (обусловлены нарушением систем и элементов, нейтрализованных системами безопасности); ● 3 -й уровень ‒ незначительные выбросы; ● 4 -й уровень ‒ с выбросами, когда доза на местности ниже значений для проектной аварии; ● 5 -й уровень ‒ авария с возможным риском для населения, когда может быть частичное применение плана по защите населения; ● 6 -й уровень ‒ серьёзная авария с реализацией планов по защите населения (авария на TMI-2); ● 7 -й уровень ‒ крупная авария (типа аварии на ЧАЭС, Фукушиме), для ликвидации последствий которой требуется привлечение общенациональных усилий.
27 Имеются определённые требования к повреждению твэлов. ● Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счёт образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0, 2 % твэлов и 0, 02 % твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем. ● Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов составляет 1 % с дефектами типа газовой неплотности и 0, 1 % твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива.
28 ● Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров: □ температура оболочек твэлов ‒ не более 1200°; □ локальная глубина окисления оболочек твэлов ‒ не более 18 % первоначальной толщины стенки; □ доля прореагировавшего циркония ‒ не более 1 % его массы в оболочках твэлов. ● Значения коэффициентов реактивности по удельному объёму теплоносителя, по температуре топлива и мощности реакторов не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.
1. Нормальный рабочий режим и переходные режимы. 29 Кроме нормального рабочего режима, создатели ЯЭУ должны принимать во внимание переходные режимы, которые могут возникнуть при эксплуатации реактора. Термин «переходный» означает нестационарный режим работы, обычно имеющий место при переходе из одного стационарного рабочего состояния в другое. Примером может служить вывод реактора на полную мощность из «холодного» состояния. Такой вид переходного режима должен быть учтен в конструкции реактора, а рабочая инструкция должна предусматривать операции, необходимые для его осуществления. Например, во избежание повреждения конструкционных элементов реактора, на скорость изменения их температуры могут быть наложены ограничения. С целью сокращения времени неоправданных простоев реактора, те его системы, которые требуют частого осмотра и технического обслуживания, дублируются, и правила эксплуатации должны гарантировать безопасную работу реактора также и в том случае, когда некоторые из этих систем находятся в нерабочем состоянии. Таким образом, чтобы эксплуатация реактора была экономически оправданной, необходимо рассматривать не только стационарный режим, но также и все те возможные ситуации, которые неизбежно возникают при работе такой сложной в техническом отношении установки.
30 2. Нарушения нормального рабочего режима Под этим подразумеваются все те виды неисправностей, которые не должны иметь места при нормальной эксплуатации, но, как следует ожидать, произойдут за время срока службы установки в результате различных внешних по отношению к реактору событий. Для примера рассмотрим поражение ударом молнии подключенной к АЭС линии электропередачи. В таком случае ядерная энергетическая установка электрической мощностью 1000 МВт внезапно лишается возможности выдавать электроэнергию во внешнюю сеть. Если же электроэнергия перестает отводиться от генератора, то скорость вращения соединенной с ним паровой турбины станет возрастать до тех пор, пока не будут приняты меры, предотвращающие подобное развитие событий. Такие меры предусматривают немедленное прекращение подачи пара на турбину и сброс его непосредственно в конденсатор. Со всей возможной скоростью производится уменьшение выработки пара, для чего посредством стержней регулирования прекращается цепная реакция деления — реактор останавливается. Можно ожидать, что по различного рода причинам такого рода остановки турбины будут происходить примерно раз в год, и необходимо, чтобы конструкция установки была надлежащим образом приспособлена для этого.
31 Интересно отметить, что вследствие подобной остановки реактора АЭС сразу превращается из производителя в потребителя электроэнергии, необходимой для привода циркуляционных насосов, питания контрольноизмерительной аппаратуры и системы аварийного охлаждения реактора. В случае же аварии на внешней линии электропередачи, подключенной к АЭС, подача электроэнергии из сети, естественно, невозможна. Поскольку реактор в такой ситуации также останавливается и не производит электроэнергии, на атомной электростанции должна быть предусмотрена система аварийного энергоснабжения. Для этого обычно используются дизельные генераторы, которых, как правило, устанавливают несколько штук на случай технического обслуживания или отказа некоторых из них. Приведенный пример переходного процесса является одной из многих ситуаций, которые необходимо принимать во внимание при конструировании реактора. К их числу также относятся: прекращения подачи в конденсатор охлаждающей воды вследствие отказа насоса, прекращение подачи питательной воды в парогенератор и остановка циркуляционных насосов.
32 3. Аварийные ситуации эксплуатацией ЯЭУ, и нарушений нормального рабочего режима, которые, как следует ожидать, обязательно произойдут за время срока службы установки, можно представить себе некоторые ситуации, которые могут возникнуть с вероятностью, скажем, 1: 10 за время срока службы отдельной установки. Если же рассмотреть выборку из 10 установок, то за время срока службы подобное событие, фактически, обязательно случится на одной из них. Следовательно, в такой стране, как США, где эксплуатируется более 100 реакторов, аварийные ситуации на одной из установок будут, вероятно, возникать раз в каждые несколько лет. Поэтому необходимо, чтобы конструкция реактора выдерживала такого рода аварии, хотя можно ожидать, что в их результате установка получит некоторые повреждения. Причиной возникновения аварийных ситуаций могут, например, послужить разрывы трубопроводов малого диаметра в контурах реактора, ложные срабатывания предохранительных клапанов, а также возгорания в электрической системе установки.
33 4. Предельный аварийный режим Максимальная проектная авария (МПА) землетрясение, полный разрыв главного входного трубопровода или полный разрыв паропровода, соединяющего парогенератор с турбиной, результатом которых будет серьезная авария реактора. Несмотря на то, что вероятность подобной аварии оценивается как одно событие за 10 000 лет эксплуатации реактора (хотя при 100 работающих реакторах такое событие может случаться раз в каждые 100 лет), конструкция реактора должна обеспечивать безопасность при возникновении этого, так называемого, предельного аварийного режима. Если аварийная ситуация, описание которой дано выше, не приводит к утечке радиоактивности за пределы реакторной площадки, то предельный аварийный режим может вести к серьезному повреждению оболочек топливных элементов и, следовательно, к утечке радиоактивности за пределы реакторной площадки.
34 Классификация нештатных режимов Проектным режимам категории 2 соответствуют такие состояния атомной станции, которые могут возникать с частотой более 10 -2 реактор-год. В худшем случае они могут приводить к останову реактора, после которого работа станции может быть возобновлена. Такого рода состояния не имеют тенденции к распространению, создающему угрозу возникновения более тяжелых отказов, т. е. проектных состояний категорий 3 или 4. Проектным режимам категории 3 соответствуют такие состояния атомной станции, которые могут возникать с частотой от 10 -2 до 10 -4 реактор-год. В этих состояниях возможно повреждение только ограниченной части топливных стержней (не более 1 % от общего количества твэлов). Проектным режимам категории 4 соответствуют такие состояния атомной станции, вероятность возникновения которых в течение срока службы АЭС от 10 -4 до 10 -6 реактор-год, но которые постулируются, поскольку они, в числе прочих последствий, влекут за собой выброс большого количества радиоактивных материалов. Проектные режимы категории 4 наиболее тяжелые из всех проектных режимов, против которых проект должен предусматривать защитные меры. В этих состояниях возможно повреждение только части топливных стержней (не более 10 % от общего количества твэлов).
35 A 3 аварийная защита реактора; БЗОК быстродействующий запорный отсечной клапан; БРУ-А быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу; БРУ-К быстродействующая редукционная установка сброса пара в конденсатор турбины; Ду диаметр условный; ЗПА запроектная авария; МКУ минимально контролируемый уровень; НФХ нейтронно-физические характеристики; ПГ парогенератор; ПС поглощающий стержень; CAQ 3 система аварийного охлаждения зоны; СБ система безопасности; СУЗ система управления и защиты; ТВС тепловыделяющая сборка; ATWS anticipated transient without scram.
Запроектные аварии (ЗПА) (не приводящие к расплавлению топлива) 36 Это сложные последовательности, не приводящие к расплавлению активной зоны, являющиеся потенциально более тяжелыми, чем проектные аварии, при которых необходимо действие специальных средств для ограничения доз облучения для населения и персонала АЭС в допустимых пределах. Примерный перечень анализируемых исходных событий ЗПА (без плавления топлива: • Отказ всех источников электроснабжения переменного тока на 8 и 24 ч; • Прекращение охлаждения бассейна выдержки на 8 и 24 ч; • Спектр разрывов паропроводов внутри и вне контайнмента вплоть до максимального диаметра парового трубопровода с разрывом одной трубки в парогенераторе; • Полное прекращение подачи питательной воды; • Аварии с потерей теплоносителя при большой течи с отказом активной части САОЗ низкого давления; • Аварии с потерей теплоносителя при малых течах с отказом активной части САОЗ высокого давления;
37 • Длительное (до 24 ч) прекращение отвода тепла системами планового и аварийного расхолаживания при снятой крышке реактора и/или уплотненном реакторе; • Течь теплоносителя из первого контура во второй в случае множественного разрушения трубок ПГ, или течи по коллектору первого контура парогенератора эквивалентным диаметром Ду 100 мм; • Аварии типа ATWS (с несрабатыванием аварийной защиты): а) Потеря неаварийного питания переменного тока вспомогательного стационарного оборудования (обесточивание АЭС); б) Ложное закрытие БЗОК; в) Неуправляемое извлечение одного или группы органов регулирования на МКУ и на мощности; г) Непреднамеренное разбавление борной кислоты в теплоносителе первого контура; д) Непредусмотренное открытие предохранительного клапана ПГ, сбросного клапана (БРУ-А) или байпасного клапана турбины (БРУ-К) с их последующей непосадкой; е) Потеря нормального расхода питательной воды (за исключением разрыва трубопровода питательной воды).
38 Тяжелые запроектные аварии Это сложные последовательности, приводящие к плавлению активной зоны) являются потенциально наиболее тяжелыми из всех типов аварий, при которых необходимо действие специальных средств для ограничения доз облучения для населения и персонала АЭС в допустимых пределах. Требования по работоспособности барьеров при запроектных авариях определяются по результатам теплогидравлических расчётов запроектных аварий. В качестве критериев нарушения надежного охлаждения активной зоны реактора приняты: • температура оболочек твэлов - более 1200 °С; • локальная глубина окисления оболочек твэлов - более 18 % от первоначальной толщины стенки; • доля прореагировавшего циркония -более 1 % его массы в оболочках твэлов.
39
САОЗ 40 САОЗ ПГ ПГ ГЦНА КД РЕАКТОР Реакторная установка ВВЭР-1200. Традиционная 4 -петлевая компоновка с горизонтальными парогенераторами
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
Структурное резервирование 57 Для повышения надёжности системы можно использовать резервные элементы (каналы) в структуре системы. Элементы или каналы должны быть независимыми. Кратность резервирования ‒ отношение числа элементов (каналов), необходимых для выполнения функции, к общему числу элементов (каналов).
58 Типичные примеры резервируемых систем: 2 x 100 %, 3 x 50 %, 4 x 50 %. Первое число ‒ количество элементов (каналов). Второе число ‒ доля каждого из элементов в выполнении функций системы. Кратности резервирования в приведенных примерах: 1/2, 1/3, 2/4, то есть в резерве находятся соответственно 1, 2, 1, 2 элемента (канала).
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68
69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
Предполагаемые и реализуемые цели использования вероятностного анализа безопасности 86 Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) возник на основе работ по оценке риска от АС и впервые выполнен в США группой профессора Расмуссена в 1980 г. после аварии на TMI. Целью этой работы было показать, что риск для человека погибнуть от аварии на атомной станции существенно меньше, чем пострадать от природных явлений (молния, тайфуны, землетрясения), чрезвычайных техногенных воздействий (взрыв, пожар), несчастных случаев (утонуть, попасть под машину, упасть с высоты и т. п. ).
87 Суть подхода заключается в следующем. Необходимо определить риск от AC RAC, определяемый выражением RAC = ΣWi. Qi и сравнить его с риском от других причин Rпр, причём должно выполняться условие RAC<<Rпр. Здесь Wi ‒ вероятность возникновения аварийной ситуации i на AC; Qi ‒ последствия от i -й ситуации.
88 Для первоначальных целей, поставленных Расмуссеном, последствия Q необходимо было выразить в числе пострадавших (погибших, заболевших) людей. Это, кроме анализа всех аварийных процессов внутри АС, требовало рассмотрение процессов распространения радиоактивных продуктов на местности с учётом вероятности реализации тех или иных атмосферных условий, прогнозирование числа пострадавших среди населения с учётом всех возможных факторов радиационного воздействия и распределения населения вокруг действующих АЭС. странах.
89 Детерминистский анализ позволяет проследить развитие переходного процесса при любой последовательности событий, работе систем на основе адекватной модели физических процессов в РУ, на АС. Однако детерминистский анализ не содержит ответа на вопрос о частотах проявления переходных процессов, приводящих к конечным состояниям, характеризующимся нарушением пределов и условий безопасной эксплуатации ‒ проектным и запроектным авариям.
90 Эту сторону анализа безопасности АС выполняет вероятностный анализ безопасности (ВАБ). При ВАБ АС выявляются наиболее опасные последовательности событий, приводящие к авариям, предлагаются способы снижения частоты проявления таких опасных последовательностей соответствующим выбором проектных решений. ВАБ АС позволяет оценить, насколько проектируемая или находящаяся в эксплуатации АС соответствует требованиям нормативных документов и уровню безопасности.
91 Качество безопасности АС зависит от многих факторов. Поэтому принято разделять вероятностный анализ на четыре (три) уровня, называемые соответственно вероятностным анализом безопасности ● нулевого уровня (ВАБ-0), ● первого уровня (ВАБ-1), ● второго уровня (ВАБ-2), ● третьего уровня (ВАБ-З).
92 ВАБ-0 включает анализ надёжности систем и оборудования АС, важных для безопасности. Его выполняют при разработке проектов систем и оборудования. Анализ надёжности проводится с учётом внешних и внутренних воздействии, отказов, в том числе по общим причинам, ошибочных действий персонала. В ходе ВАБ-0 выбирают проектные и конструктивные решения, способы защиты от внешних и внутренних воздействий, регламенты технического обслуживания и ремонта. В результате ВАБ-0 получают количественные характеристики надёжности важных для безопасности систем и оборудования АС.
93 ВАБ-1 включает оценку количества радиоактивных продуктов, выделяющихся в помещениях АС при повреждении оборудования, систем, содержащих ядерное топливо и радиоактивные вещества. На начальной стадии анализа целесообразно выполнить консервативную оценку, допустив тяжёлое повреждение или плавление активной зоны. В дальнейшем в ходе технического проектирования получают максимально полную информацию о возможных состояниях и повреждениях активной зоны, других источников радиоактивности в процессе детальных детерминистских расчётов нейтронно-физических, теплогидравлических, механических, химических, металлургических процессов в РУ.
94 В процессе ВАБ-1: ● определяют множество состояний АС, связанных с отказами оборудования, систем, ошибками персонала, внешними воздействиями; ● определяют подмножество состояний АС, в которых нарушены пределы безопасности, и тяжесть их радиационных последствий; ● для каждой группы состояний АС, имеющей близкие радиационные последствия, определяют аварийные последовательности (АП), вносящие максимальный вклад в вероятность появления этой группы состояний. Эти АП называют доминантными.
95 Различные доминантные АП должны иметь близкую вероятность реализации. Если этого нет, следует найти техническое решение, исключающее резкое превышение вероятности отдельных доминантных АП над другими, добиваясь тем самым сбалансированности технических мер безопасности АС. При этом возможно перейти к использованию принципиально иного технического решения. Для основных доминантных АП разрабатывают детальный сценарий и проводят тщательное моделирование переходного процесса, конечных состояний. Результаты моделирования позволяют разработать технические средства, смягчающие последствия аварии, инструкции и системы поддержки операторов при авариях, методы управления запроектными авариями, в том числе планы защиты населения.
96 ВАБ-2 включает анализ распространения радиоактивных продуктов, расплава активной зоны за пределы РУ в системах их локализации с учётом возможных отказов и повреждений систем локализации. Исходные события, рассматриваемые при проведении ВАБ-2, получают в ходе ВАБ-1.
97 Целью анализа ВАБ-2 является определение количества и состава радиоактивных веществ, выходящих за пределы системы локализации при отказах и выбрасываемых в окружающую среду, а также определение вероятности выбросов. В ходе ВАБ-2 разрабатывают технические средства и организационные меры, уменьшающие вероятность и количество радиоактивных выбросов в окружающую среду до значений, соответствующих требованиям нормативных документов.
98 ВАБ-3 включает анализ распространения выбрасываемых АС радиоактивных веществ в окружающей среде, определение радиоактивного заражения местности, оценку доз облучения населения. Исходными данными для ВАБ-3 являются результаты ВАБ-2. В ходе ВАБ-3 рассматривают всевозможные пути распространения радиоактивных продуктов в окружающей среде, учитывают характерные особенности местных природных условий. По результатам ВАБ-3 разрабатывают планы защиты населения и определяют риск от АС для населения, окружающей среды.
99 При выполнении ВАБ используются следующие вероятностные показатели безопасности: для ВАБ-0 ‒ вероятность невыполнения заданной функции безопасности, вероятность отказа системы на требование; для ВАБ-1 и ВАБ-2 ‒ вероятность повреждения активной зоны с превышением выхода активности (Р 1<10 -5 год-1), вероятность предельного выброса в окружающую среду (Р 2<10 -7 год-1);
для ВАБ-3 ‒ вероятность определённой дозы на определённом расстоянии от АС, эквивалентная облучения Д(s) на расстоянии s от АС: 100 доза где ‒ средняя ожидаемая за время Т доза облучения на расстоянии s от АС; Р(Т, Дi) ‒ вероятность дозы величиной Дi за время Т на расстоянии s от АС; N ‒ число состояний АС, приводящих к дозе Дi на расстоянии s от АС.
101 Индивидуальный риск летального исхода, т. е. математическое ожидание условной вероятности летального исхода при облучении человека дозой Дi где Pi ‒ вероятность получения человеком дозы Дi при его облучении за время Т; ri(Дi) ‒ условная вероятность летального исхода при облучении человека дозой Дi; N ‒ число возможных состояний АС, приводящих к получению человеком различных значений дозы Дi.
102 Были и есть сторонники использования ВАБ для оценки достаточности (избыточности) мер безопасности с экономической точки зрения, принимаемых на современных АС, согласно детерминистским требованиям. Однако деятельность в этом направлении бесперспективна по двум причинам: ● приходится привлекать ряд критериев, не однозначных для восприятия общественностью и наукой (например, стоимость человеческой жизни); ● если и принять определённые значения стоимости жизни человека, на основе такого анализа можно прийти к заключению, что принимаемые современные детерминистские требования являются избыточными и следует их смягчить. Пользы такие заключения для дальнейшего развития АС не приносят.
103 Опыт проведения ВАБ за последние 20‒ 25 лет показал, что он может служить подходящим инструментом для выявления наиболее слабых мест АС и формирования мероприятий по их устранению. Для этих целей вполне достаточно во многих случаях обойтись ВАБ 1 -го уровня, а в некоторых случаях ‒ ВАБ 2 -го уровня.
104 Хотя ВАБ не сможет вытеснить детерминистские требования, вероятностные критерии как дополнительные ориентиры появились и играют заметную роль в мировой практике. Критериями ВАБ, как правило, являются: ● вероятность серьезного повреждения активной зоны, год-1 ● вероятность выхода за пределы АС радиоактивных продуктов в количестве, требующем принятия мер по защите населения, год-1.
105 Конструктивное применение на современном этапе результатам ВАБ может быть также найдено ● при определении объёма модернизации и выдачи разрешения на эксплуатацию действующих старых блоков, не удовлетворяющих современным детерминистским требованиям, а также ● при рассмотрении возможности продления срока эксплуатации действующих блоков.
Основные этапы методологии вероятностного анализа безопасности 106 Методология вероятностного анализа безопасности состоит из следующих этапов: 1. Постулирование или отбор на основании анализа исходных событий аварий. 2. Определение последовательности развития аварии (построение «деревьев событий» ). 3. Анализ надежности систем безопасности ( «деревья отказов» ). 4. Сбор и обработка данных по надежности элементов и систем. 5. Учёт человеческого фактора, определяющего надежность функционирования систем безопасности. 6. Количественные расчёты физико-химических процессов и выбранных последствий для данной аварии. 7. Количественная оценка аварийных последовательностей.
107 Вероятностная модель безопасности конструкции или системы
108 Выбор исходных событий аварий, по которым начинается дальнейший анализ ‒ один из важнейших этапов, существенно влияющий на конечный результат. Здесь важна как номенклатура выбранных для рассмотрения аварий, так и вероятность этого исходного события. Нахождение вероятности вносит одну из существенных неопределенностей конечных результатов ВАБ.
109 Имеются два пути для вычисления этих значений: ● статистический и ● аналитический. Ограничения на использование статистического подходы связано с достаточно малой (или её полным отсутствием) статистикой отказов крупного оборудования АС (корпуса реактора, трубопроводы, барботёры). Для более мелкого оборудования статистика отказов более заметна. Однако вклад от таких отказов не является преобладающим в суммарной величине риска.
110 Аналитические методы позволяют рассчитывать вероятности отказа отдельных элементов с весьма малой статистикой или при полном её отсутствии (механика разрушения сосудов под давлением, методики надежности, байесовские методы и т. п. ), но достоверность (точность) получаемых значений не адекватна желаемым точностям для принятия соответствующих решений.
111 Установившаяся практика принимает для рассмотрения при анализе следующий общий набор аварий для реакторов типа ВВЭР и PWR : ● потеря теплоносителя первого контура (большие, средние и малые течи); ● течи из первого контура во второй (включая разрыв трубок парогенератора); ● разрыв трубопровода или паропровода второго контура; ● полный отказ отвода теплоты к конечному поглотителю тепла; ● полный отказ систем подпитки парогенератора; полное обесточивание блока; ● отказ системы аварийной защиты реактора во время переходного процесса; ● переходные процессы в первом и втором контурах, включая непреднамеренное понижение концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура; ● потеря источников электропитания; ● внешние события (пожар, землетрясение и т. п. ).
112 Случившееся исходное событие служит толчком для последующего развития процессов на блоке. Предполагается, что в силу значимости вносимого им возмущения или отказе управляющих систем нормальной эксплуатации, оно сразу приводит к нарушению пределов безопасной эксплуатации и инициирует действие систем безопасности. В зависимости от последствий Q, связанных с исходными событиями и работой систем безопасности, оно принимается или не принимается для дальнейшего рассмотрения. Таким образом, первоначально следует оценить, стоит ли его рассматривать (а это с точки зрения трудозатрат далеко не праздный вопрос), а затем включать в подробное рассмотрение, т. е. необходимы определенные итерации.
113 После выбора исходных событий, начинается не менее важная часть анализа ‒ выбор сценариев процесса, способных иметь место, а также прогнозирование последствий от них. На первую часть этого вопроса отвечает так называемая графоаналитическая методология «дерева событий» , которую принято изображать в виде ветвей «дерева событий» .
114 Для построения «дерева событий» необходимо определить, какие системы влияют на развитие аварии. Так, для аварии с разрывом трубопровода первого контура реактора ВВЭР-1000 к таким системам относятся: система надежного электроснабжения; система пассивного впрыска от гидроаккумуляторов; система активного впрыска низкого давления; спринклерная система; система локализации радиоактивных продуктов внутри герметических помещений или защитной оболочки. После определения важных для развития аварии систем они располагаются в порядке по времени воздействия их на протекание процессов.
115 Суть этой методологии сводится к следующему. После фиксирования системами управления и контроля блока нарушения пределов безопасности в результате рассматриваемого исходного события должно произойти срабатывание первой ступени систем безопасности. Требуемая система безопасности может выполнить свои функции с вероятностью Wik и отказать с вероятностью 1‒Wik. В зависимости от её срабатывания или не срабатывания, процесс пойдет по тому или иному пути (сценарию).
116 При нарушении следующих пределов безопасности должны сработать следующие системы безопасности с вероятностью Wik+1 или отказать с вероятностью 1‒Wik+1. В зависимости от срабатывания или не срабатывания набора систем безопасности при данном исходном событии i процесс придет к определенному конечному состоянию с последствиями Qi и вероятностью
117 В общем случае может быть 2 п путей развития аварии (см. рисунок), если на её протекание влияет n независимых систем, каждая из которых может находиться в одном из двух состояний: работоспособном или неработоспособном. Существуют, однако, определённые связи между системами, влияющими на их функционирование. Если, например, отказала система электроснабжения, то будут неработоспособными зависящие от неё системы активного впрыска низкого давления и спринклерная. В дополнение к функциональным связям могут существовать для нескольких систем общие элементы, отказ которых приводит к отказу рассматриваемых систем. Если учесть эти функциональные и схемные связи, то отдельные пути могут быть упущены и, соответственно, упрощено «дерево событий»
118 Вид «дерева событий» Верхние ветви после разветвления соответствуют работоспособному состоянию системы, нижние ‒ неработоспособному состоянию.
119 Принципиально важно при построении «дерева событий» учесть возможные отказы по общей причине и ошибки персонала. При построении «дерева событий» системам, отказавшим или ставшим неэффективными в результате некоторого исходного нарушения, приписывается вероятность этого нарушения и на идущей от него критической цепочке сосредоточивается дальнейший анализ. При анализе отказов оборудования и систем учитываются также отказы, вызванные действиями персонала.
120 Если «дерево событий» построено корректно и подробно, то для аварии определены возможные пути её развития и последствия. Исходными данными для построения и анализа «дерева событий» являются результаты анализа надёжности систем безопасности, а также физического, теплофизического и радиационного анализов аварийных процессов. Отметим, что исследование по методу «дерева событий» является итерационным, поскольку предполагает выделение определяющих по последствиям аварийных цепочек и тщательный их повторный анализ.
121
122
123 Некоторые характерные причины повреждения активной зоны и соответствующие вероятности
124
125
126
Вопросы, выносимые на контрольную (на зачёт) 1. Детерминистический анализ безопасности ‒ что это? 127 2. Что представляют собой компьютерные коды, применяемые для детерминистического анализа безопасности? 3. Почему в анализе безопасности уделяется очень большое внимание вопросам математического моделирования? 4. Дайте, пожалуйста, классификацию компьютерных кодов, применяемых при анализе безопасности АЭС. 5. Дайте, пожалуйста, классификацию термогидродинамических компьютерных кодов, применяемых при анализе безопасности АЭС. 6. Приведите, пожалуйста, примеры состава библиотеки компьютерных кодов, применяемых при анализе безопасности АЭС (рекомендация ‒ на примере библиотеки, используемой GRS). 7. Как различаются системы и элементы АС? 8. Как различаются системы и элементы АС по назначению?
9. Как различаются системы и элементы АС по влиянию на 128 безопасность? 10. Как классифицируются системы и элементы АС по степени влияния на безопасность? 11. Перечислите, пожалуйста, системы и элементы АС, относящиеся к 1 -му классу безопасности. 12. Перечислите, пожалуйста, системы и элементы АС, относящиеся к 2 -му классу безопасности. 13. Перечислите, пожалуйста, системы и элементы АС, относящиеся к 2 -му классу безопасности. 14. Перечислите, пожалуйста, системы и элементы АС, относящиеся к 3 -му классу безопасности. 15. Перечислите, пожалуйста, системы и элементы АС, относящиеся к 4 -му классу безопасности. 16. К какому классу безопасности относится элемент АС, если он имеет признаки нескольких классов?
17. Концепция безопасности АС ‒ что это? 18. Авария ‒ что это? 19. Нормальная эксплуатация атомной станции ‒ что это? 20. Нарушение нормальной эксплуатации АС ‒ что это? 21. Проектная авария ‒ что это? 22. Запроектная авария ‒ что это? 23. Ошибочное решение ‒ что это? 24. Тяжёлая запроектная авария ‒ что это? 129
130 25. Шкала МАГАТЭ инцидентов на АС. 26. Эксплуатационный предел повреждения твэлов. 27. Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов. 28. Максимальный проектный предел повреждения твэлов. 29. Что такое переходные режимы работы ЯЭУ? 30. Что такое максимальная проектная авария? 31. Классификация нештатных ситуаций. 32. Что есть «постулированное исходное событие» ? Приведите примеры для ВВЭР?
131 33. В чём состоит суть вероятностного анализа? 34. Уровни вероятностного анализа. 35. Цели и задачи ВАБ-1? 36. Цели и задачи ВАБ-2? 37. Цели и задачи ВАБ-3? 38. Основные этапы методологии ВАБ.
ДЗЯКУЙ ЗА ЎВАГУ СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ THANK FOR YOUR ATTENTION
Скачать презентацию ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ Тема-12 Детерминистский и
L_NS12_2015.pptx