Содержание к диссертации
Введение
1. Современное состояние и направлени обеспечения безопасности энергоблоков АЭС С ВВЭР 11
1.1.Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и аналогичных АЭС за рубежом в проектных решениях и при эксплуатации 11
1.1.1. Основные пути обеспечения безопасности и готовности к авариям 11
1.1.2. Анализ тяжелых аварий на зарубежных АЭС с PWR 16
1.1.3. Характеристики безопасности лучших зарубежных АЭС с PWR большой мощности 29
1.2. Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями 40
1.3.Цели и задачи исследования 48
2. Системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС С ВВЭР 49
2.1.Повышение эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР при запроектных авариях 49
2.2. Методческие положения анализа запроектных аварий 53
2.2.1. Обоснование показателей надежности и безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вероятностном анализе 53
2.2.2. Детерминистические и вероятностные методы расчета показателей надежности и безопасности 63
2.2.3. Методы учета социального ущерба при авариях 79
2.3.Разработка решений по повышению надежности персонала 85
2.4.Методика расчета системной эффективности снижения риска запроектных аварий 94
3. Обоснование мероприятий по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий 105
3.1.Обоснование схемных решений по повышению надежности охлаждения активной зоны 105
3.2.Разработка систем надежного охлаждения парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС 110
3.3.Разработка симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000 118
3.4 Вероятностная оценка безопасности АЭС при ее обесточивании и нарушении связей с системой 130
4. Анализ системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС 137
4.1. Оценка оперативной эффективности внедрения симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями 137
4.2. Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб 141
Выводы и рекомендации 159
Список использованных источников 162
Приложение 172
- Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями
- Методческие положения анализа запроектных аварий
- Вероятностная оценка безопасности АЭС при ее обесточивании и нарушении связей с системой
- Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб
Введение к работе
Атомная энергетика в России занимает сегодня прочные позиции вследствие достижения высоких показателей безопасности и эффективности. Доля АЭС в балансе мощностей России в перспективе значительно возрастет. АЭС с реакторами водо-водяного типа (АЭС с ВВЭР) сегодня занимают ведущее место в программе развития атомной энергетики России [21, 22, 54, 73].
Аналогичные реакторы за рубежом (PWR) также имеют преимущественную роль (до 65% по установленной мощности). Физическая концепция корпусных водо-водяных реакторов под давлением (ВВЭР, PWR) обладает важным свойством внутренне присущей безопасности. Это свойство проявляется в том, - что во всем диапазоне режимов эксплуатации отсутствуют положительные обратные связи между такими характеристиками, как температура теплоносителя и мощность активной зоны и, с другой, -реактивность. Это способствует избежанию тяжелых последствий во многих случаях развития аварий за счет саморегуляции процессов в активной зоне под дополнительным контролем систем регулирования и безопасности.
Физическая (для реактора) и общая проектная концепция реакторного отделения двухконтурных АЭС, как признано во всех странах, развивающих атомную энергетику, способны развиваться далее, прежде всего, в части повышения обеспечиваемой безопасности при проектировании и эксплуатации, а также роста готовности к ликвидации и смягчению последствий возможных аварий. В настоящей работе это доказывается на примере целого ряда обоснованных мероприятий при эксплуатации типовой многоблочной АЭС с ВВЭР-1000, направленных на повышение противоаварийной готовности.
Системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 в России обусловлена следующими группами причин:
- наращивание производства электроэнергии на АЭС, возможное только при их высокой эксплуатационной безопасности, позволяет замещать органиче-
5 ское топливо (прежде всего, газ и мазут), увеличивая валютные поступления от продажи его за рубеж;
повышение безопасности и готовности к ликвидации аварий снижает риски недополученной прибыли и дополнительных затрат в восстановление оборудования, а также перерасхода топлива на резервных агрегатах энергосистемы при авариях;
повышение безопасности АЭС приводит к снижению риска тяжелых аварий по всем компонентам потерь: социальных, материальных, экологических.
Тяжелыми (или запроектными) авариями назовем аварии, вызванные исходными событиями, не учитываемыми для проектных аварий, или сопровождающиеся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны.
Готовность к тяжелым авариям и ее повышение в процессе эксплуатации обеспечиваются [13,14-26, 35-37, 63, 86]:
предусмотренными проектом, и новыми, дополнительно вводимыми в согласованном порядке, системами безопасности;
техническими и организационными мерами по управлению авариями и ограничению их последствий;
повышением готовности персонала к управлению авариями, повышением качества противоаварийного тренинга;
совершенствованием инструкций и процедур по действиям персонала в аварийных ситуациях и при тяжелых авариях на АЭС (в том числе СОАД -симптомно-ориентированных аварийных действий);
специальными техническими средствами и группами поддержки оперативного персонала на случай аварий;
планами мероприятий по защите персонала и населения в случае запро-ектных аварий.
Настоящая диссертационная работа посвящена решению поставленных выше задач повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем роста готовности АЭС к запроектным авариям, их ликвидации, локализации и смягчения их последствий на основе критерия системной эффективности.
Цель работы - научное обоснование эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.
Основными задачами исследования являются:
Разработка методических положений оценки эффективности повышения эксплуатационной безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000.
Обоснование обобщенного критерия и методики расчета системной эффективности повышения аварийной готовности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.
3. Разработка и оценка приоритетной значимости схемно-парамет-
рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий.
4. Разработка, внедрение и обоснование общей эффективности симптомно-
ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-
1000.
В диссертации разработаны теоретические положения расчетов системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем снижения риска запроектных аварий и смягчения их последствий.
Разработаны обобщенные критерии оценки эффективности схемных или других мероприятий по повышению аварийной готовности и выбора их приоритетного ряда в условиях ограниченных финансовых, материальных, временных и трудовых ресурсов.
Дополнены, формализованы и используются в работе, учитывающие специфику энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000, методологические положения анализа запроектных аварий, основанные на новейших детерминистических и вероят-
7 ностных разработках в этом направлении в России и за рубежом (Атомэнерго-проект, Москва; Вестингауз, США).
Предложены и обоснованы схемные решения по повышению надежности охлаждения активной зоны, по надежному охлаждению парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования собственных нужд АЭС, снижающие риск запроектных аварий.
Разработан симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями применительно к АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы основные положения метода, процедуры по предотвращению и смягчению последствий расплавления активной зоны, стратегии управляющих воздействий при тяжелых авариях, средства измерений и уставок для управляющих процедур, дана общая оценка эффективности способов управления, в том числе симптомно-ориентированных, запроектными авариями.
Проведен анализ системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.
Научная новизна. Разработаны методические положения оценки системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и снижения риска запроектных аварий.
Предложены методики обоснования схемно-параметрических решений по снижению частоты тяжелых аварий с плавлением активной зоны.
Научно обоснован симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.
Практическая значимость.
Определена системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий, в том числе: по повышению надежности охлаждения активной зоны и парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования соб-
8 ственных нужд АЭС. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления тяжелыми авариями на Балаковской АЭС.
На защиту выносятся методические положения и результаты расчета системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями, схемные решения и организационные мероприятия по повышению надежности отдельных систем безопасности и по управлению запроектными авариями, основные положения сим-птомно-ориентированного метода управления запроектными авариями, результаты анализа системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.
Достоверность результатов и выводов диссертационной работы обоснована использованием методологии системных исследований в атомной энергетике, теории надежности и безопасности, теплопередачи и теплофизики реакторного и теплосилового контуров АЭС, а также теории надежности больших систем энергетики.
Основные организационные решения и положения симптомно-ориентированного метода управления тяжелыми авариями выверены в соответствии с основами технико-экономического анализа в атомной энергетике, принципами эргономики и квалиметрии. Проведено сопоставление полученных результатов и выводов исследования с имеющимися данными других работ.
Личный вклад автора заключается в следующем:
1. Разработаны методические положения оценки эффективности повыше
ния безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 управлением за
проектными авариями;
2. Разработана и оценена приоритетная значимость схемно-парамет-
рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий;
3. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления
запроектными авариями на Балаковской АЭС;
4. Выполнен анализ системной эффективности предложенных методов и мер повышения безопасности АЭС.
Работа выполнена на кафедре "Тепловые электрические станции" Саратовского государственного технического университета и в филиале концерна Росэнергоатом "Балаковская атомная электростанция" в рамках основного научного направления развития науки и техники Российской Федерации "Топливо и энергетика", Федеральной программы фундаментальных исследований "Физико-технические проблемы энергетики", программы Минвуза России 02 В.06. "Разработка научно-методических основ обеспечения безопасности функционирования объектов атомной энергетики".
Изложенные в диссертации материалы опубликованы [3,13, 35-37, 45, 63] и докладывались на научных конференциях и семинарах в 1998-2005 гг. в городах Саратове, Балаково, Пензе, международных симпозиумах концерна "Росэнергоатом" в г. Москве и др., в том числе, зарубежных симпозиумах и конференциях.
Разработанные в диссертации методические положения и результаты исследования могут быть использованы при повышении эксплуатационной безопасности и аварийной готовности к запроектным авариям как для проектируемых, так и для действующих АЭС с ВВЭР-1000. Материалы диссертации окажутся полезными также для проектных организаций при системном технико-экономическом обосновании мероприятий и технических решений по повышению безопасности АЭС с ВВЭР-1000.
Автор выражает благодарность научным руководителям доктору технических наук, профессору, Заслуженному деятелю науки и техники РФ, Лауреату премии Правительства РФ Аминову Рашиду Зарифовичу и кандидату технических наук, Лауреату премии Совмина СССР, премии Правительства РФ Платову Павлу Леонидовичу, за внимательное руководство при выполнении работы, доктору технических наук, профессору Хрусталеву Владимиру Александровичу, кандидату технических наук, профессору Ларину Евгению Александровичу
10 за советы и консультации при выполнении работы, а также коллективам кафедр "Тепловые электрические станции" и "Теплоэнергетика" СГТУ за советы, замечания и пожелания, высказанные при подготовке и обсуждении диссертации.
Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями
Основу обеспечения безопасности АЭС составляет теория вероятностного анализа безопасности (ВАБ) в сочетании с детерминистическим анализом и математической статистикой. Такое мнение в России начало укореняться ещё с конца 80-х годов прошлого века, после трагических событий на ЧАЭС-3 28 апреля 1986 года. Ещё ранее к подобному выводу пришли в США после тяжелой аварии на АЭС с PWR «Три Майл Айленд» (блок №2), произошедшей 29 марта 1978 года. В период конца 80-х и начала 90-х годов опубликованы результаты научных исследований и выполнения ВАБ разных уровней для АЭС с ВВЭР, проведенных в институте «Атомэнергопроект» [86] под руководством Швыряева Ю.В. при участии ИАЭ им. И.В. Курчатова (Векслер Л.М.), во ВНИИАЭС [14] и других организациях. Проблемы безопасности и надежности АЭС исследованы в Институте системных исследований им. Л.А. Мелентьева [47], в ИБРАЭ, ВТИ им. Ф.Э. Дзержинского, ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, ОЯР РНЦ «Курчатовский институт» [12, 22], СКВ ВТИ [16], в Санкт-Петербургском институте "Атомэнергопроект" [67, 83], НИКИЭТ [41,42] и в других организациях.
Интересные исследования по надежности и безопасности АЭС с ВВЭР были выполнены в крупных учебно-научных центрах России: Московском Энергетическом институте [25], Санкт-Петербургском государственном техническом университете [33, 34, 80], Нижегородском государственном техническом университете и ОКБМ [77], Саратовском государственном техническом университете [3, 6, 12, 53, 86] и в Отделе энергетики Поволжья СНЦ РАН (г. Саратов) [2,59] и других учебных заведениях и научных учреждениях.
Большое количество публикаций посвящено вопросам безопасности АЭС и управлению ими в аварийных ситуациях в зарубежной литературе [93-101].
Значительную роль в развитии научных основ и практических разработок по безопасности для конкретных действующих и проектируемых АЭС России имеет Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях (Росэнергоатом). Эта роль заключается в обеспечении стабильных заказов на актуальные научные разработки в области повышения безопасности и противоаварийной готовности АЭС, в том числе с ВВЭР, а также в проектной реализации на АЭС самых современных достигнутых сегодня результатов, как научных, так и технологических.
Примером может служить очередное издание справочника по безопасности АЭС [14], подготовленного специалистами концерна «Росэнергоатом», «ВНИИАЭС» и дирекцией по эксплуатации АЭС Франции.
Монография [92] содержит комплексное описание и анализ систем безопасности серийных реакторов ВВЭР-1000 и оборудования, причем не только по первому, но и по второму контуру станции. Отдельная глава книги посвящена аварийным режимам энергоблока с реактором ВВЭР-1000 и методам анализа аварий: со срабатыванием аварийной и предупредительной защиты реактора по ложным сигналам (причинам); с уменьшением расхода теплоносителя; с непредусмотренным уменьшением нагрузки турбогенератора; с потерей расхода питательной воды; с нарушениями в системах управления реактивностью; с неуправляемым истечением пара во втором контуре; с течами из первого контура в пространство защитной оболочки.
В книге предложены и описаны кроме активных систем безопасности, требующих для своей работы подачи электроэнергии, ряд дополнительных пассивных систем, которые вводятся в действие без вмешательства персонала и без подачи электроэнергии. В [92] представлены результаты исследований ИАЭ им. И.В. Курчатова, ВНИИАЭС, института «Атомэнергопроект», и др. организаций.
В другой монографии [53] (под редакцией проф. А.И. Андрющенко) был в значительной мере восполнен накопившийся и существовавший к тому времени пробел по более широкому системному освещению вопросов надежности и безопасности эксплуатации ТЭС и АЭС.
В книге, видимо, справедливо нарушены известные традиции изложения надежности и безопасности отдельными частями, входящими в общетехнические и специальные дисциплины энергетических и энергомашиностроительных специальностей вузов. В [53] этот материал приведен так, что дает целостное представление о прямом и косвенном непрерывном воздействии показателей надежности и безопасности на способность ТЭС, АЭС выполнять назначенные при проектировании функции, на эффективность работы на всех стадиях эксплуатации, а также о влиянии этих величин на показатели энергосистем, в которых ТЭС и АЭС работают.
В книге убедительно показано, что надежность и безопасность АЭС обеспечивается решением, кроме главных, также всех других видимых и разнообразных задач. Среди них, например, подготовка персонала энергосистем, сотрудников, знающих проблемы безопасности АЭС и владеющих методами их расчета на стадиях проектирования, изготовления, эксплуатации и прекращения эксплуатации, способных планировать, организовывать и обеспечивать выполнение мероприя тий по эксплуатации и ремонтам, обеспечение надежного и бесперебойного энергоснабжения от АЭС и другие задачи.
Вместе с тем, в этой книге, хотя и рассмотрены особенности и общие способы обеспечения надежности и безопасности АЭС, расчеты надежности активной зоны реактора, теплотехнической и теплогидравлической надежности реактора, но не ставились конкретные задачи анализа устойчивости АЭС заданного типа к тяжелым авариям, а также снижения системного ущерба при оптимизации управления тяжелыми авариями.
В монографии [12] на основе системного технико-экономического подхода предложена методика обоснования схемных решений по структуре первого контура, по выбору варианта «моно» или «дубль» блок с учетом факторов надежности энергообеспечения. Эти исследования выполнены на основе марковской модели оценки структурной надежности, учитывающей разноуровневые отказы, зависимость предельной маневренности реактора от момента кампаний загрузки и другие специфические особенности ВВЭР-1000. Частично методические разработки [6, 8, 12, 86] с учетом корректировки, дополнений и дальнейшего развития использованы в данной работе.
В [86] представлена методология проведения вероятностного анализа безопасности (ВАБ) атомных станций. Она может применятся для всех типов АЭС, в том числе АЭС с ВВЭР-1000, от разработки физической концепции реактора и защиты и обоснования безопасности перед пуском и в процессе эксплуатации, до разработки проектов реконструкции и (или) прекращения эксплуатации. В этом труде рассмотрены основные цели выполнения ВАБ, его объем и содержание, номенклатура количественных показателей безопасности АЭС, оценка интенсивно-стей и частот исходных событий аварий, предложены методики анализа систем безопасности АЭС, надежности персонала, анализа зависимых отказов, анализа значимости и чувствительности, анализа неопределенностей. Особое внимание уделено формированию базы данных для проведения ВАБ, а именно: данных по исходным событиям аварии; по показателям надежности систем, важных для
Методческие положения анализа запроектных аварий
Под надежностью энергетических блоков АЭС с ВВЭР, работающих в энергетических системах, понимается управляемое их свойство выполнять заданные функции по выработке электрической мощности и энергии заданного качества в соответствии с требуемым графиком нагрузок и не допускать ситуаций, опасных для людей и окружающей среды. Комплексный характер свойства надежности определяет необходимость его выражения рядом единичных свойств и соответствующих им единичных показателей надежности. Среди них важнейшими для элементов и энергоблоков АЭС в целом являются безотказность, ремонтопригодность, долговечность, управляемость и безопасность. Последний показатель по причине его определяющего влияния на риск для АЭС выступает обычно как первостепенный среди ранее названных. Однако это не противоречит тому, что безопасность является составляющим свойством надежности.
В основу выбора и обоснования единичных и комплексных показателей надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР положено понятие отказа. Анализ надежности энергоблоков необходимо производить с позиций способности и выполнения заданных функций. Способность энергоблока выполнять заданные функции определяется состоянием элементов и энергоблока в целом с соответствующим уровнем работоспособности (например, уровнем электрической мощности, уровнем воздействия на персонал, население на прилегающей территории и уровнем воздействия на окружающую среду). При этом, если счи тать, что радиационный фактор выдерживается в допустимых пределах, каждый из элементов энергоблока может находиться в одном из двух состояний -работоспособном или неработоспособном, то для энергоблока в целом, как структурно-сложной системы, будут характерны следующие состояния: работоспособное (Ni= Ni/NH=1), частичный отказ (0 Ni l) и полный отказ (Ni=0). Здесь N; - уровень рабочей мощности энергоблока в і-ом состоянии, i=l,2,..n; NH- номинальная мощность; Ni - уровень относительной мощности энергоблока в і-м состоянии.
Выполнение энергоблоком заданных функций характеризуется уровнем функционирования, т.е. соответствием рабочей мощности Np потребной NH (при уровне воздействия на персонал, население и окружающую среду в установленных пределах). Поэтому отказы работоспособности энергоблока (состояния энергоблока, когда Np NH) не всегда совпадают с отказами функционирования (состояние системы, когда NP Nn, Nn - требуемая потребителями мощность) и наоборот.
Если в момент времени t произошел отказ работоспособности (Np NH, t), то соответствующий ему отказ функционирования в энергосистеме произошел только в том случае, когда (Np+ ANPE3 Nn, t) т.е. отказу функционирования соответствует событие ANPE3 ANOTK=NH - Np (ANPE3 - мощность аварийного или ремонтного резерва мощности).
Таким образом, критерии отказов работоспособности и функционирования должны быть сложными, учитывающими глубину, допускаемое время и вероятные характеристики отказов работоспособности, а также графики потребления электрической мощности и энергии.
Это обстоятельство привело к тому, что в практике расчетов надежности в энергетике используется несколько показателей, отражающих как единичные, так и комплексные свойства надежности элементов и энергоблоков в целом.
В качестве единичных показателей надежности (ПН) элементов и энергоблоков, отражающих единичные свойства безотказности и ремонтопригодно 55 где P(t), F(t) - соответственно, вероятность безотказной работы и вероятностьвосстановления отказа за период времени L
Для расчета конкретных значений величин ,(t) и \i(t) могут быть использованы два метода - статистический метод анализа надежности элементов и энергоблоков в целом и метод математического физического моделирования, в основу которых положен анализ реального физического состояния элементов и узлов с последующим учетом структуры системы. В [53] в качестве комплексных показателей надежности рекомендуется использовать следующие показатели:соответственно, время работы, время в аварийном простое, время энергоблока в плановом простое в течение календарного периода времени Тк; Эсум - суммарная выработка электроэнергии за период времени Тк; Ny - установленная мощность энергоблока.
Для определения КИУМ для АЭС с ВВЭР пользуются более рациональной формулой, учитывающей число (п) частичных перегрузок топлива в полном где М{АЭ} - математическое ожидание недоотпуска электроэнергии потребителям вследствие полных и частичных отказов работоспособности и функционирования, кВт-ч; Эпл - плановый отпуск электроэнергии энергоблоком, кВт-ч.
Применение последнего показателя надежности в качестве нормированного для графиков нагрузок, отличных от базовых, недостаточно корректно, так как одно и тоже значение коэффициента л может быть реализовано при различном уровне дефицита мощности в энергосистеме, что существенно влияет-на реальный ущерб у потребителей. Поэтому в [53] предложен динамический вероятностный системный показатель - коэффициент эффективности функционирования КЭф(г), учитывающий как состояние элементов и энергоблока в целом в момент времени і, так и требуемый графиком электрических нагрузок уровень мощности, т.е.где P{Np Ns, t} - вероятность того, что в момент времени t уровень рабочей мощности блока (системы) Np будет не ниже некоторого фиксированного уровня Ns; P{Ns Njp, t} - вероятность того, что уровень мощности Ns будет не ниже требуемого по графику электрических нагрузок.
Первый из сомножителей выражения (2.7) определяется структурной схемой энергоблока, показателями надежности отдельных его элементов и рассчитывается с помощью какого-либо метода расчета показателей надежности структурно-сложных технических систем. Второй сомножитель определяется графиками электрических нагрузок энергосистем. В практических расчетах графики электрических нагрузок могут представляться в виде кусочно-постоянных кривых функции N=f(t) с вероятностным расчетом интенсивностей перехода требуемой потребителями мощности в системе с уровня N, на уровень Nj.
Ни один из перечисленных показателей не является самодостаточным для решения задач оптимизации схем и параметров, выбора технических решений, обеспечивающих максимальную системную эффективность энергоблоков АЭС с ВВЭР. Поэтому в работе при решении различных задач используются соответствующие показатели. Так, например, при расчете надежности структурно-сложных систем безопасности или "схем энергоблоков АЭС с ВВЭР используются такие показатели как X, \i, Кг, при расчете необходимого аварийного резерва мощности в системах - Кг, к, при расчете системной эффективности энергоблоков с учетом режимов их работы - ж, К3ф(і) и т.п.
Вероятностный анализ безопасности представляет собой системный анализ, который позволяет выявить основные источники аварий, разработать необходимые средства и мероприятия для достижения приемлемого уровня этого свойства на проектной стадии и поддержания достигнутого уровня безопасности при эксплуатации АЭС [86].
Выполнение ВАБ позволяет достигнуть следующие основные цели [86]: определить множество возможных состояний АЭС, которые могут возникнуть при ее эксплуатации в результате реализации различных событий, вызванных отказами ее оборудования, компонентов, систем, ошибочными действиями персонала или внешними по отношению к АЭС воздействиями; выделить подмножество состояний с нарушением установленных в проекте пределов безопасности. Определить для каждого такого состояния размеры последствий или степень нарушения безопасности и выполнить классификацию состояний в зависимости от тяжести последствий;
Вероятностная оценка безопасности АЭС при ее обесточивании и нарушении связей с системой
В настоящее время вероятностный анализ безопасности энергоблоков АЭС стал неотъемлемой частью как при разработках на уровне проекта, так и в процессе эксплуатации оборудования. Во многих странах, по результатам такого анализа, предельная частота повреждения активной зоны составляет не бо лее 10"4 (реакт.тод) 1 (США, Япония, Бельгия, Нидерланды, Швейцария и другие). При этом вероятность аварийного выхода радиоактивных продуктов деления за пределы АЭС должна быть в 10 или 100 раз меньше. С учетом возможного глобального характера последствий крупных аварий на ядерных реакторах и в связи с ростом их числа в мире эти показатели должны непрерывно ужесточаться. Так, для проектируемых АЭС нового поколения предполагается снизить эти показатели и довести частоты повреждения активной зоны и пре-дельного аварийного выброса до 10" (реакт.тод)" и 10" (реакт.тод) . Приведенные значения получены в основном на базе усредненных и обобщенных характеристик и показателей, и как правило, не отражают текущего состояния оборудования конкретной АЭС. Однако, текущий вероятностный анализ необходим для обнаружения слабых мест в технологическом процессе АЭС с точки зрения ее безопасности, для оценки результата улучшения показателей надежности оборудования, проектных усовершенствований и других эксплуатационных доработок. Управление качеством на современных АЭС требует определения сроков плановых проверок оборудования, планово-предупредительного ремонта, периодического опробования резервных агрегатов, оценки состояния оборудования, его старения и других факторов.
Выполненный институтом «Атомэнергопроект» вероятностный анализ безопасности АЭС с водо-водяными реакторами первого уровня, в частности, 4-го блока Балаковской АЭС, можно рассматривать как базовый вариант, используемый для формирования методических подходов к решению поставленных задач.
Возможные последовательности событий (зависимых и независимых) при появлении обесточивания представляются в виде дерева событий, на котором даются возможные конечные состояния. Задачей настоящей работы является определение вероятностей этих состояний. Решение можно получить на основе марковских уравнений переходов при построении соответствующих графов состояний. Из множественного числа аварийных последовательностей можно выделить такие, которые даже при длительном обесточивании не приводят к повреждению активной зоны. Для таких последовательностей необходимо учитывать вероятность возможного восстановления нарушенной связи с энергосистемой Рв.
В этой связи изучение возможных ситуаций, связанных с обесточиванием АЭС, можно свести к определению вероятности отказа P(t=to) функционирования аварийных собственных нужд в момент времени t=to и восстановления этих функций на интервале времени t to- Итоговая вероятность отказа основных функций по выводу реакторной установки в холодный резерв в результате обесточивания будет определяться их произведением
Если принять в качестве допущения, что восстановление электроснабжения аварийных собственных нужд в момент обесточивания АЭС путем включения (либо отказа) резервных каналов укладывается в момент времени to, то состояние, соответствующее этому моменту, представлено на рис.3.9, а. Здесь Х.12 характеризует интенсивность (частоту) нарушения связей с энергосистемой.
При наступлении внешнего обесточивания поочередно в работу включаются независимые резервные каналы электроснабжения собственных нужд. Каждый канал имеет в своем составе резервный источник электропитания (дизель-генератор) и исполнительную систему, состоящую из насосов технической воды, борированной воды, подаваемой в первый контур для охлаждения зоны путем прокачки, и спринклерного насоса. После каждого насоса установлена запорная арматура. Источник питания и перечисленные основные технологические исполнительные элементы образуют последовательную вероятностную цепь. В этом случае вероятность успешного пуска канала Р, будут определяться произведением вероятностей включения резервного источника РдГ и вероятностей выполнения рабочих функций Р: каждым из ответственных ис полните л ьных элементов канала.где Рдоп - вероятность успешного включения в работу дополнительного источника питания.
При наличии нескольких независимых каналов систем безопасности с вероятностью пуска и включения в работу каждого из них Р; достаточной будет для безаварийных условий охлаждения активной зоны реактора успешная, работа одного из них. В этом случае вероятность Рз отказа выполнения своих функций резервными источниками собственных нужд будет определяться соотношением
С использованием зависимости (3.5) была рассчитана вероятность Рз({=1 )для условий: отказ на требование включения каждого дизель-генератора -1,5-10" год", отказ на требование каждого из трех исполнительных механизмов аварийных собственных нужд (включая арм_атуру) - 1,8-10" год".
При наличии трех резервных каналов на блоке вероятность наступления полного обесточивания составляет 1,12-10"4 год"1. Сооружение дополнительной связи с соседней электростанцией либо энергосистемой с вероятностью включения в работу в режиме обесточивания АЭС, составляющей 0,999, при тех же условиях приводит к снижению Р3(t=t ч до 5,5-10"5 год"1.
С момента времени t to вероятность состояния Рз будет уменьшаться за счет возможности восстановления связей с системой, а также восстановления одного из всех отказавших резервных источников, (рис. 3.9, б). Здесь учитывается также возможность отказа в процессе работы резервного источника с ин ТеНСИВНОСТЬЮ 23 При рассмотрении процессов, связанных с безаварийным выводом реакторной установки в холодный резерв, принципиально может не иметь значения способ восстановления электроснабжения собственных нужд. Это позволяет объединить состояния 1 и 2 в одно и получить упрощенное состояние, (рис. 3.9, в). Здесь время полного обесточивания tKp является критическим. Для любых заданных аварийных последовательностей критическое время tKp определяется расчетным путем. Условие to t tKp обеспечивает безопасное прохождение ре 135 жимов охлаждения активной зоны реактора. При t tKp состояние 3 переходит в ЗА (запроектную аварию), соответствующее наступлению повреждения активной зоны.
В соответствии с состоянием, показанным на рис. 3.9, в можно записать дифференциальные и нормировочное уравнения Колмогорова-Чепмена [12,53]:
Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб
Опыт восстановления аварийных энергоблоков АЭС как в мире, так и в России показал, что затраты на ликвидацию последствий аварий, связанных с плавлением активной зоны (ПАЗ) могут быть весьма существенны.
Так, например, для восстановления 1 блока НВ АЭС после аварии (1969г.) потребовалось около 1,5 года. В полном объеме были выполнены следующие ремонтные работы: выгрузка активной зоны, реконструкция и замена внутри-корпусных устройств (ВКУ), замена блока защитных труб, главных циркуляционных насосов (ГЦН), ремонт парогенераторов (ПГ), дезактивация всего оборудования 1-го контура и другие дозоемкие работы. Однако системный подход к оценке аварийного ущерба предполагает, как указывалось ранее (п. 2.2), не только прямые материальные потери, но и косвенные ущербы в поставарийный период: от прекращения более экономичной выработки (на аварийном блоке АЭС), до вреда, нанесенного здоровью персонала и населения и других негативных факторов. Основываясь на имеющихся данных послеаварийных ремонтов в примерных расчетах можно принять, что стоимость послеаварийного ремонта (авария с ПАЗ) составляет до 15% первоначальной стоимости энергоблока АЭС.После аварии на АЭС TMI-2 (1977 г. США) в мире стало уделяться значительно больше внимания определению общих потерь и финансового риска, связанного с возможными авариями на АЭС. Если в первых посвященных этому работах рассматривались внешние и внутренние последствия аварии: загрязнение окружающей среды, ущерб здоровью населения, повреждение компонентов, структур и оборудования АЭС, стоимость замещающей энергии, то в более поздних разработках стали оценивать возможные финансовые последствия тяжелых аварий, связанные с отрицательным общественным мнением, с различными реакциями властей (например, полный или частичный мораторий на ядерную энергетику - табл. 4.4). Так, внутренние потери от аварии TMI-2 были оценены в 1 млрд. долл. по курсу 1985 г. - серьезное повреждение активной зоны с начальной стадией плавления. Внешние потери включают: приведенный к денежному эквиваленту ущерб для здоровья населения (ранние, поздние заболевания и смертельные исходы); потери от запрета использования земель; потери урожаев; затраты на дезактивацию и другие сопутствующие восстановительному периоду цели. Внешние потери как правило значительны только для аварий типа 3 (НТА) (табл. 4.4).
В настоящей работе приняты величины внутренних потерь 3 млрд. долларов для более тяжелых аварий (типа 2 и 3 - табл. 4.4) и внешние потери - 3
Экспресс-информация, Серия "Атомная энергетика за рубежом", 1986, вып. 9. млрд. долларов (только по авариям типа 3). Величина потерь на уровне 2002 г. составит
Предложенная в работе методология укрупненной оценки ущерба, потерь и финансовых рисков, связанных с эксплуатацией АЭС, корректна с позиции системного анализа и вполне приемлема в условиях недостаточности исходной информации.
Основные положения этой методологии приняты в данной работе и состоят с учетом их корректировки в следующем: при рассмотрении риска тяжелой аварии на конкретном энергоблоке в России также целесообразно учитывать (прибавлять) финансовый риск для энергетики, связанный с той или иной вероятностью различных реакций властей на факт тяжелой аварии; следует принять вариант, когда негативная реакция будет усиливаться по мере повышения тяжести аварий (1— 2— 3), но в условиях данной работы рассмотрим только аварии с ПАЗ: 1 - серьезное повреждение активной зоны (СПЗ) и 2 - полное плавление зоны (ППЗ); в российской экономике в структуре финансового риска с учетом вероятных ограничений на развитие атомной энергетики (при еще одной тяжелой аварии) необходимо учитывать и недополучаемые в этом случае валютные поступления от экспорта нефти и газа [19];прогнозные сценарии развития энергетики в России (и атомной энергетики, в частности) составлены до 2030 года. Поэтому за расчетный временной горизонт при оценках ожидаемых общих потерь и финансовых рисков: базового и сниженного за счет меньшей вероятности тяжелой аварии (с ПАЗ) следует принять 2002-2030 гг. [21,22,73,79] (рисунки 4.1, 4.2).
