Клостер, И. А.

Минин, Т. И.

Electronic archive of Tomsk Polytechnic University

XХ Международная научно-практическая конференция «СОВРЕМЕННЫЕ ТЕХНИКА И ТЕХНОЛОГИИ» Секция 8: Физические методы в науке и технике ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ СИСТЕМЫ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-1000 Минин Т. И., Клостер С. А. Научный руководитель: Наймушин А. Г., к.ф.-м.н., ст. преподаватель Томский политехнический университет, 634050, Россия, г. Томск, пр. Ленина, 30  E-mail: t-min@mail.ru    В последние годы отметилась тенденция к усилению радиофобии в обществе. Это не удиви-тельно, поскольку за последние 30 лет произошло 2 аварии, связанные с использованием ядерной энергии, получивших седьмой уровень по шкале INES [1]. Недавняя авария на японской АЭС Фукусима-1 привлекла внимание общественности к безопасно-сти энергетических ядерных установок. Произо-шло маловероятное событие — отказ почти всех систем обеспечивающих безопасность реактора. Такое событие произошло по причине стихийного бедствия, не предусмотренного конструкторами на стадии проектирования. Россия тоже имеет пе-чальный опыт — Чернобыльская катастрофа, про-изошедшая в 1986 г., одной из причин которой стал неучтенный конструкторами «концевой эф-фект». Следует отметить, что почти все аварии, слу-чавшиеся на ядерных объектах, произошли по причине неучтенных факторов. Если есть хоть малейшая вероятность возникновения опасного фактора, должны быть приняты все меры для его нивелирования, т.к. ядерная энергетика — ответ-ственейшая область деятельности человека и ма-лейшая ошибка может привести к катастрофиче-ским последствиям.  В России и за рубежом существует много ме-тодов оценки безопасности ядерных объектов. Одним из таких методов является вероятностный анализ. Главным его преимуществом является то, что он позволяет оценить не только вероятность отказа какого либо узла, но и вероятность про-хождения цепи событий приводящих к нежела-тельным инцидентам. В настоящей работе был проведен анализ ве-роятности отказа системы аварийного охлаждения реакторной установки ВВЭР-1000 методом дере-вьев событий. Вероятностный анализ безопасности произво-дится на стадии раннего проектирования при осу-ществлении детерминистских расчетов, позволя-ющих уточнить возможные сценарии развития аварий, а также оценить последствия аварий. Базой для вероятностного анализа безопасности является построение «дерева событий», т.е. выполнение системного анализа того, что последует за исходным событием (ИС). Порядок проведения ВАБ предусматривает [2]: – выбор и классификацию исходных событий, оценку их частоты; – использование объективных данных о надежности (безотказности) элементов объекта в рассматриваемых сценариях того, что последует за ИС; – анализ гипотетических путей развития аварии после каждого ИС; – расчет вероятностей реализации аварийных последовательностей; – классификацию конечных состояний и расчет риска. В качестве рассматриваемого реактора взят ти-повой реактор ВВЭР-1000 проекта В-320, как наиболее распространенная установка сооружае-мая госкорпорацией «Росатом». На этапе анализа исходных событий происхо-дит составление полного перечня возможных со-бытий, потенциально опасных с точки зрения формирования ущерба, превышающего допусти-мый, и выделение из этого перечня группы ИС для дальнейшего моделирования путем построения «дерева событий». Выполнение этого шага необ-ходимо для сокращения перебора возможных ава-рийных сценариев. При выполнении моделирования описываются все функциональные и системные деревья отка-зов, охваченные в аварийных последовательно-стях (деревьях событий). При построении систем-ных деревьев отказов должны быть учтены все обеспечивающие системы, которые необходимы для выполнения функций безопасности, возло-женных на систему. Во всех случаях, где в вероятностной модели предусмотрено вмешательство персонала, должны быть представлены и описаны деревья отказов для персонала и все действия/операции, на основании которых они построены. Эти события, связанные с восстановлением функций оператором, как и отка-зы по общей причине, должны быть добавлены в деревья отказов на заключительном этапе в ко-нечном итоге [3]. Последний этап качественного анализа надеж-ности систем безопасности состоит в представле-нии условия невыполнения функций системы, в виде так называемого множества минимальных сечений (МС). Системы безопасности спроектированы, в ос-новном, с учетом принципов резервирования и независимого отказа. Они состоят, как правило, из 3-х независимых каналов, имеющих собственные системы управления и обеспечивающие системы. Исключение составляют системы, не имеющие зависимых от исходных событий отказов. Для них выбрана кратность резервирования, равная едини-це [4]. 27 XХ Международная научно-практическая конференция «СОВРЕМЕННЫЕ ТЕХНИКА И ТЕХНОЛОГИИ» Секция 8: Физические методы в науке и технике Система аварийного охлаждения предназначе-на для расхолаживания активной зоны реактора при разгерметизации первого контура, а также для расхолаживания и отвода остаточных тепловыде-лений активной зоны во время плановой или ава-рийной «холодной» остановки. В настоящей работе для возможности ВАБ бы-ла использована расчетная программа Vab 2.0, адаптированная под современные операционные системы. Таким образом, получено 20 МС, из которых 16 МС содержат по 1-му отказу и 4 МС – два. В таблице 1 приведен перечень общих исходных данных. Таблица 1 — Временные интервалы функцио-нирования САОЗ ВД Наименование Символ Значение Длительность режима ожидания Т 10000 Длительность работы во время аварии Тр 1440 Число параллельных каналов в системе М 1 Периодичность опробования од-ного канала Тп 720 Сдвиг по фазе моментов опробо-вания одного канала Фи 0 Продолжительность контроля канала Тk 6 Допустимое время ремонта канала Тд 72  В результате, было выполнено описание ос-новных и вспомогательных систем безопасности АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. Определено назначение и функционирование оборудования этих систем. Построены деревья отказов для кана-лов подсистем САОЗ ВД и САОЗ НД и определе-ны минимальные сечения отказа данных подси-стем.  Рассчитанная вероятность отказа канала САОЗ ВД не превышает 0,015 год-1, что отвечает требо-вания с условием того, что система имеет крат-ность резервирования 2; Надежность оборудования системы САОЗ, а также исследование влияния исходных данных на показатели надежности этой системы показывают, что наиболее влияющие события — отказ насосов с электроприводом. Установлено, что отказы насосов происходят по двум причинам: – повреждение подшипников; – повреждение торцевых уплотнений насоса. Показано, что при изменении интенсивности отказа элементов в 10 раз, как в сторону сниже-ния, так и в сторону увеличения, большинство элементов слабо влияют на ВНФ канала. Однако при увеличении интенсивности отказа в 10 раз существенно увеличивается вклад в ВНФ таких событий, как отказ обратных клапанов на откры-тие, причем наиболее существенный вклад по-прежнему вносит отказ насоса.  Таблица 2 — Результат расчета отказа канала си-стемы САОЗ ВД Номер МС Минимальные сечения Вероятность реали-зации МС 1 x1n 8,7Е-4 2 x2n.x4n 8,9E-6 3 x2n.x5n 8,9E-6 4 x3n.x4n 8,9E-6 5 x3n.x5n 8,9E-6 6 x6k2 4,1E-5 7 x7n 8,7Е-4 8 x8d 1,6Е-3 9 x8p1 4,7Е-3 10 x8r1 3,0Е-3 11 x9k1.x10k1 1,3E-7 12 x11k2 3,9Е-4 13 x11r2 6,7E-5 14 x12k2 4,1E-5 15 x13n 8,7Е-4 16 x14k2 8,6E-5 17 x15n 8,7Е-4 18 x16k2 7,2E-5 19 x17k2 3,9Е-4 20 x17r2 6,7E-5 21 x18k2 1,8Е-4 22 x18r2 2,7E-5 23 x19n.x20n 3,1E-5 24 x21k2 8,6E-5 25 x22r2 1,2E-5 ВНФ канала: 0,0144  Учитывая, что вероятность исходного события с потерей теплоносителя 1-го контура не превы-шает значения 1,0·10-4 год-1 для одного реактора, можно сделать вывод, что вероятность запроект-ной аварии не превысит установленный МАГАТЭ приемлемый риск широкомасштабного загрязне-ния радионуклидами окружающей среды в ре-зультате аварии на АЭС или на другой ядерной установке равный 1,0·10-6 год-1.  ЛИТЕРАТУРА 1. Вероятностный анализ безопасности атом-ных станций. Методика расчета показателей надежности систем безопасности АЭС: Учеб. по-собие / А.Ю. Токов, В.С. Каёкин: Иван.гос.энерг.ун-т. – Иваново, 1996. – 48 с. 2. Куюнджич С. М. Разработка и анализ моде-лей надежности и безопасности систем. Физмалит. – 2001. – С. 464. 3. Belles R. J. et al. Precursors to potential severe core damage accidents: 1997, A status report //NUREG/CR. – 1998. – Т. 4674. – P. 157. 4. Клемин А. И. Надежность ядерных энерге-тических установок: Основы расчета. – Энерго-атомиздат, 1987. . – С. 263. 28 

Вероятностный анализ безопасности системы аварийного охлаждения зоны реакторной установки ВВЭР-1000

Abstract

Similar works

Full text

Available Versions

Electronic archive of Tomsk Polytechnic University