Содержание к диссертации
Введение
1. Обзор современного состояния ваб и аспектов его нормативного использования 21
1.1 Принципиальная схема выполнения ВАБ уровня 1 для внутренних ИС 21
1.2 Принципиальная схема выполнения ВАБ уровня 1 для внешних воздействий 25
1.3 Методические вопросы ВАБ уровня 1, требующие дальнейшего развития 28
1.3.1 Проблемные области ВАБ уровня 1 для внутренних ИС 28
1.3.2 Проблемные области ВАБ уровня 1 для внешних воздействий 30
1.3.3 Постановка задачи по устранению проблемных областей ВАБ уровня 1 для внутренних ИС и внешних воздействий 31
1.4 Нормативные требования по выполнению ВАБ 32
1.4.1 Регулирующие требования 32
1.4.2 Проблемы использования ВАБ в регулирующей деятельности 33
1.4.3 Постановка задачи по разработке требований и принципов использования ВАБ в регулирующей деятельности 35
1.5 Выводы по главе 35
2. Разработка методик выполнения проблемных задач ВАБ уровня 1 для внутренних ис при работе блока на мощности 37
2.1 Методология разработки математической модели безопасности АЭС 37
2.1.1 Элементы и понятие математического моделирования 37
2.1.2 Технология разработки математической модели безопасности АЭС 39
2.1.3 Технология разработки вероятностной модели безопасности АЭС 42
2.1.4 Технология разработки математической модели безопасности АЭС с позиций
аксиоматики математической логики и теории вероятностей 50
2.1.5 Анализ способов графического моделирования безопасности 53
2.2 Методические проблемы ВАБ уровня 1 для внутренних ИС 55
2.3 Разработка методических подходов к выбору и группировке ИС 57
2.3.1 Цели задачи «Выбор и группировка ИС» 57
2.3.2 Определение понятия ИС 57
2.3.3 Определение рассматриваемых диапазонов работы АЭС 58
2.3.4 Основные этапы анализа ИС 59
2.3.5 Критерии адекватности выполнения задачи «Выбор и группировка ИС» 63
2.3.6 Взаимосвязь задач ВАБ с задачей «Выбор и группировка ИС» 65
2.3.7 Примерные перечни ИС и групп ИС 65
2.4 Методические подходы к задаче «Анализ надежности персонала» 66
2.4.1 Цели задачи «Анализ надежности персонала» 66
2.4.2 Характеристика метода «Дерева Решений» 67
2.4.3 Разработка «Дерева Решений» 68
2.4.4 Анализ зависимостей между действиями оператора 84
2.4.5 Вычисление диапазона неопределенности оценок ВОП 87
2.4.6 Примеры разработанных ДР и оценок ВОП 87
2.5 Методика анализа зависимостей в ВАБ уровня 1 для внутренних ИС 88
2.5.1 Характеристика возможных зависимостей 88
2.5.2 Выявление зависимостей, обусловленных специфическими особенностями блока 89
2.5.3 Выявление не предусмотренных проектом зависимостей 90
2.6 Выводы по главе 91
3 Разработка методик выполнения анализа внешних воздействий в ваб уровня 1 93
3.1 Методические проблемы вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внешних воздействий 93
3.2 Разработка полного обобщенного списка внешних воздействий 93
3.3 Составление полного списка внешних воздействий и анализ исходной
информации, необходимой для выполнения ВАБ 94
3.4 Принципиальная схема выполнения ВАБ уровня 1 внешних воздействий
блока АЭС 95
3.5 Методика выполнения отборочного анализа внешних воздействий 96
3.6 Методика выполнения «огибающего» (граничного) анализа внешних
воздействий 98
3.6.1 Последовательность выполнения «огибающего» анализа 98
3.6.2 Анализ частоты возникновения внешних воздействий, выявленных в
результате отборочного анализа 99
3.6.3 Построение вероятностных моделей поведения блока АЭС для «огибающего»
анализа различных внешних воздействий
3.7 Методические подходы к выполнению детального ВАБ внешних
воздействий 102
3.8 Документирование результатов ВАБ внешних воздействий 102
3.9 Методика расчета вероятностных показателей безопасности АЭС при
внешних воздействиях различной физической природы 104
3.10 Выводы по главе 114
4 Результаты вероятностного анализа уровня 1 для 5-го блока нововоронежской АЭС 116
4.1 Цели вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних ИС и внешних воздействий 5-го блока НВАЭС 116
4.2 Основные результаты вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних ИС 5-го блока Нововоронежской АЭС 116
4.2.1 Основные характеристики 5-го блока НВАЭС 116
4.2.2 Краткая информация о модели ВАБ уровня 1 для внутренних ИС 117
4.2.3 Результаты ВАБ уровня 1 для внутренних ИС 117
4.2.4 Основные рекомендации по повышению уровня безопасности 5-го блока
НВАЭС на основе результатов ВАБ уровня 1 для внутренних ИС 118
4.3 Основные результаты ВАБ уровня 1 для внешних воздействий 123
4.3.1 Цель и объем ВАБ уровня 1 для внешних воздействий 123
4.3.2 Обзор использованных методов и подходов 123
4.3.3 Результаты отборочного анализа внешних воздействий для 5-го блока НВАЭС 124
4.3.4 Результаты огибающего анализа внешних воздействий природного характера для 5-го блока НВАЭС 129
4.3.5 Заключение по результатам огибающего анализа внешних воздействий природного характера для 5-го блока НВАЭС 133
4.3.6 Результаты огибающего анализа внешних воздействий техногенного характера для 5-го блока НВАЭС 134
4.3.7 Результаты детального анализа отобранных внешних воздействий для 5-го блока НВАЭС 135
4.3.8 Результаты полномасштабного ВАБ внутренних ИС, внешних и локальных воздействий для 5-го блока НВАЭС 136
4.4 Выводы и рекомендации на основе результатов ВАБ внешних воздействий 5-го блока НВАЭС 138
4.5 Выводы по главе 141
5 Внедрение ВАБ в регулирующую деятельность госатомнадзора России 142
5.1. Создание нормативной базы для ВАБ в регулирующей деятельности 142
5.1.1 Основные направления повышения роли ВАБ в регулирующей деятельности ГОСАТОМНАДЗОРА России 142
5.1.2 Направления повышения степени доверия к результатам ВАБ 143
5.1.3 Создание нормативной базы в области ВАБ 144
5.2 Концепция и принципы использования информации о риске в регулирующей деятельности 144
5.3 Экспертиза ВАБ в Госатомнадзоре России 150
5.4 Выводы по главе 152
Основные результаты и выводы 153
Литература
- Методические вопросы ВАБ уровня 1, требующие дальнейшего развития
- Технология разработки математической модели безопасности АЭС
- Методические подходы к задаче «Анализ надежности персонала»
- Основные результаты вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних ИС 5-го блока Нововоронежской АЭС
Введение к работе
Атомная энергетика в странах с развитой экономикой в настоящее время имеет различные тенденции. Активно и стабильно она развивается во Франции, Японии, Китае и ряде других стран Азии. В России введен в эксплуатацию первый энергоблок Волгодонской АЭС, достраиваются блоки Калининской и Курской АЭС, продлены сроки эксплуатации 2 блоков Нововоронежской, ведется разработка новых типов реакторов ВВЭР-1500, БН-800, БРЕСТ и т.п.
Вместе с тем в некоторых странах западной Европы введены запреты на строительство атомных станций, приостанавливается эксплуатация действующих блоков, и развивается только научная деятельность, связанная с разработкой новых проектов АЭС. Те же тенденции характерны и для стран восточной Европы. За последние 10 лет были остановлены блоки АЭС в бывшей ГДР, планируется вывод из эксплуатации АЭС с ВВЭР-440/230 в Словакии, Болгарии, выведены из эксплуатации блоки Чернобыльской АЭС на Украине. Существует противоречивая информация о планах строительства новых блоков АЭС в Европе и США.
Объективные психологические и экономические причины тормозят развитие ядерной энергетики:
- послечернобыльский синдром;
- появление новых технологий (высокопрочные материалы, позволяющие обеспечить эффективность работы парогазотурбинных энергетических установок);
- наличие больших запасов газа;
- социальные и технологические проблемы, связанные с переработкой отработанного ядерного топлива и хранением радиоактивных отходов атомной энергетики;
- энергосберегающие технологии, снижающие потребность в электроэнергии;
- нестабильная экономическая ситуация в странах восточной Европы и СНГ. Эти причины могут иметь временный характер, так как, например, новые месторождения газа по оценкам специалистов, могут обеспечивать потребности промышленности лишь в ближайшие 30 лет, при условии сохранения ее темпов развития, а экономическая нестабильность может смениться ростом производства, связанным с развитием промышленности в регионах восточной Европы и странах СНГ из-за наличия квалифицированной и относительно дешевой рабочей силы.
Имеются и политические причины снижения роли атомной энергетики, вызванные опасениями населения относительно повышенного риска ее использованием. Например, как известно, одним из условий вхождения в ЕС Словакии и Болгарии было требование по выводу из эксплуатации блоков ВВЭР 440/230. Такое же требование выставляла Австрия к Чехословацкой республике (вывод из эксплуатации 1-го блока «Темелин» и прекращение строительства блока N2). Однако, высокий уровень обоснования безопасности блоков ВВЭР-1000 (АЭС «Темелин») позволил снять требование Австрии.
Таким образом, для развития атомной энергетики необходимо выполнение следующих условий:
• отсутствие аварий на объектах ядерной энергетики с повреждением ядерного топлива и/или выхода продуктов распада за пределы герметичных ограждений АЭС;
• обоснование реальной величины риска от эксплуатации действующих АЭС, меньшего, чем риск от других сфер промышленной деятельности;
• разработка проектов новых перспективных АЭС повышенной безопасности. Очевидно, что обеспечение безопасного функционирования российских АЭС является первостепенной задачей организаций, проектирующих и эксплуатирующих АЭС. Федеральные оргагны власти разрабатывают требования по выполнению исследований по всесторонней оценке безопасности блоков АЭС и включают их в федеральные законы и нормативные документы [1-12], которые являются обязательными для эксплуатирующих организаций при получении лицензии на эксплуатацию АЭС, включая продление их срока службы.
Современное состояние науки и практики в мире показывает, что одним из наиболее эффективных методов качественного исследования и единственным количественным инструментом комплексной оценки безопасности блоков АЭС является вероятностный анализ безопасности (ВАБ) [13].
ВАБ является средством, позволяющим интегрально оценить текущий уровень безопасности и определить пути его повышения. ВАБ позволяет систематически и всесторонне проанализировать всевозможные аварийные ситуации и установить основные источники аварий на объекте, а также позволяет выявить, какие особенности проекта и/или эксплуатации АЭС являются наиболее значимыми для снижения риска нежелательных последствий. Таким образом, результаты вероятностных анализов предоставляют базу для принятия решений по выполнению мероприятий, проводимых с целью повышения уровня безопасности, позволяя "взвесить" мероприятия в терминах снижения количественной оценки риска.
Следует особо отметить, что методология ВАБ позволяет оценить риск всевозможных аварий, инициированных от различных источников: внутренних инициирующих событий, вызванных отказами систем или ошибками персонала АЭС, внешних воздействий, причинами которых могут быть как природные явления, так и явления, вызванные деятельностью человека как внутри так и за пределами АЭС.
Существующие нормы проектирования АЭС предусматривают различные меры по предупреждению и защите от ИС, вызванных внутренними и внешними причинами. Разумеется, в проектах блоков АЭС первых поколений, спроектированных и введенных в эксплуатацию 20-30 лет назад, имеются отклонения от действующих норм.
В основе проектов этих блоков, а также в обосновании их безопасности, заложены детерминистические принципы, не требующие выявления всех возможных ИС и аварийных последовательностей и определения всех аварийных сценариев, являющихся значимыми с точки зрения риска нежелательных последствий. Знание наиболее опасных факторов риска позволяет принять компенсирующие меры, направленные на снижение риска, и тем самым повысить общий уровень безопасности блоков АЭС.
Актуальность работы состоит в том, что на современном этапе развития теории безопасности применительно к ВАБ АЭС назрела необходимость обобщения подходов, используемых в атомной энергетики России, странах западной и восточной Европы и в США.
Выполнение в ходе ВАБ детального анализа технических и организационных мероприятий по повышению безопасности исследуемого блоков АЭС позволяет выявить факторы, негативно влияющие на безопасность, обусловленные как особенностями проекта блока, так и конкретными условиями его эксплуатации. Такой анализ способствует определению наиболее эффективных мер по повышению безопасности и установлению очередности их реализации при оптимальном расходовании ресурсов на эти цели. При этом, значительное повышение безопасности может осуществляться достаточно малозатратными средствами, например, такими, как оптимизация эксплуатационных и противоаварийных регламентов и инструкций.
Зарубежные органы государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности широко используют ВАБ для оценки безопасности действующих АЭС при выдаче лицензий. Масштабные программы анализов с применением ВАБ реализуются в Бельгии [14], Канаде [15], Финляндии [16], Великобритании [17], США [18,19], Венгрии [20], Чехии [21], Словакии [22] и т.д.
В настоящее время в России выполнен значительный объем работ в области ВАБ, однако качество и глубина исследований, степень достоверности результатов и их применимость при принятии регулирующих решений для оценки безопасности блоков до настоящего времени были ниже возможностей используемого метода.
В ВАБ, выполненных промышленностью, можно отметить следующие аспекты, ограничивающие эффективность исследований:
- исследования выполнялись для ограниченного перечня внутренних ИС;
- проведено недостаточное количество специальных обосновывающих анализов аварийных процессов (теплогидравлических, физических и других расчетов), определяющих возможное развитие аварийного процесса;
- в ряде случаев использовалась обобщенная база данных МАГАТЭ по надежности элементов систем и частотам ИС, без учета специфических данных исследуемых АЭС;
- глубина разработки моделей ВАБ не позволяла учесть неявные (а зачастую и явные) зависимости работы систем от отказов элементов, от условий работы оборудования в аварийной ситуации, от ИС, вызывающего необходимость работы того или иного оборудования;
- вероятность ошибок персонала оценивалась методами, основанными на использовании экспериментального и теоретического зарубежного опыта, без обоснованности его применимости для российских АЭС;
- практически отсутствуют полномасштабные вероятностные анализы безопасности для ИС, вызванных внешними по отношению к оборудованию АЭС воздействиями.
Наиболее актуальной является проблема анализа безопасности действующих блоков АЭС первых поколений, приближающихся к исчерпанию своего ресурса. С одной стороны, в проектах этих блоков не закладывались современные требования по безопасности, а с другой стороны специалисты, работающие на них, накопили огромный опыт, позволяющий принимать оптимальные решения. Выполнение ВАБ блоков первого поколения органично входит в задачу углубленного анализа безопасности этих блоков, необходимого для принятия решения об их дальнейшей судьбе. На этих блоках накоплен огромный объем статистических данных по надежности систем и их элементов, информации по наиболее вероятным ИС и ошибочным действиям оперативного персонала.
В требования при выдаче лицензии на эксплуатацию блоков Госатомнадзор России включил необходимость выполнения ВАБ, однако, в настоящее время только формируются механизмы, по которым будут оцениваться результаты ВАБ, и принципы принятия регулирующих решений при оценке результатов реконструкции и модернизации действующих блоков АЭС.
Актуальность выполненной работы не исчерпывается теоретическими исследованиями. На 5-ом блоке НВАЭС уже внедрены или запланированы к внедрению мероприятия, основанные, в значительной мере, на результатах данной работы. Необходимо отметить, что по результатам внедренных или запланированных к внедрению мероприятий, был выполнен повторный ВАБ блока АЭС, позволивший оценить:
а) эффективность мероприятий по повышению безопасности АЭС;
б) динамику изменения уровня безопасности АЭС и перейти к выполнению наиболее продуктивной части ВАБ: «Текущего ВАБ» 5-го блока НВАЭС.
Результаты диссертации также легли в основу разработки нормативной документации по выполнению и экспертизе ВАБ и используются при разработке руководящих документов по применению ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России.
Цель работы и задачи, решаемые в ней. Целью работы является развитие и систематизация методик выполнения задач ВАБ и принципов применения результатов ВАБ в регулирующей деятельности.
Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:
1) сформулировать методические проблемы выполнения ВАБ АЭС;
2) сформировать стратегию построения вероятностной математической модели АЭС и разработать методики выполнения системообразующих задач ВАБ для внутренних инициирующих (исходных) событий (ИС) и внешних воздействий природного и техногенного характера;
3) реализовать разработанные методики при выполнении полномасштабного ВАБ действующего блока АЭС для внутренних ИС и внешних воздействий;
4) разработать концепцию и принципы использования ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России.
Научная новизна работы состоит в следующем;
1. Впервые разработаны и применены методики выбора и группировки ИС на основе комплексного изучения особенностей возникновения и протекания физических процессов, анализа опыта эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом. Проведен обоснованный выбор и группировка ИС с использованием разработанных методик, позволивших значительно повысить степень полноты рассмотрения совокупности ИС;
2. Разработана и применена методика оценки вероятности ошибок персонала, учитывающая специфику подготовки и работы персонала российских АЭС. Выполнено сравнение оценок вероятности ошибок персонала для блоков, на которых внедрены и не внедрены симптомно-ориентированные инструкции для послеаварийных действий персонала.
3. Разработана и применена методика анализа неявных зависимостей работоспособности оборудования от ИС или отказов другого оборудования. Показано, что неявные зависимости вносят существенный вклад в оценку показателей безопасности блока.
4. Дополнена и применена методика отборочного и «огибающего» (граничного) вероятностного анализа внешних воздействий, основанная на статистической обработке информации по метео-гидрологическим характеристикам и факторам, вызываемым техногенными условиями в районе площадки АЭС, а также на анализе проектных и топологических особенностей блока АЭС.
5. Впервые в России проведено комплексное исследование безопасности действующего блока АЭС для всего спектра ИС, как внутренних, так и вызванных внешними воздействиями, с использованием известных и вновь разработанных методик. Впервые оценен вклад внешних воздействий в частоты повреждения активной зоны (ЧПЗ) реактора и показана необходимость выработки мероприятий по защите от их последствий.
6. Впервые разработаны и применены концепция и принципы использования результатов ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России.
Достоверность научных положений, полученных результатов и выводов обеспечивается техническим анализом и экспертизой проведенных исследований, выполненных ведущими отечественными и зарубежными специалистами, в том числе двумя группами экспертов МАГАТЭ, а также сравнением с результатами аналогичных исследований, проводимых за рубежом и в России. Для всего диапазона исследования проводился анализ неопределенности, как на уровне отдельных задач, так и для конечных результатов в целом, показавший достаточно узкие доверительные интервалы количественных оценок. Для наиболее неопределенных данных проводился анализ чувствительности с целью исследования влияния отдельных параметров на результаты и выводы. Результаты ВАБ подтверждаются также совпадением предложенных рекомендаций по повышению безопасности 5-го блока НВАЭС с мероприятиями, разработанными эксплуатирующей организацией, а также с выводами анализа проблемных вопросов блоков «малой» серии (к которым относится 5-ый блок НВАЭС), выполненного экспертами МАГАТЭ.
Практическая значимость работы:
1. Разработанные теоретические модели доведены до инженерных методик, использованных при выполнении полномасштабного ВАБ блока N5 НВАЭС для внутренних ИС и внешних воздействий.
2. Применение результатов диссертационного исследования позволило обосновать ряд мероприятий по повышению безопасности энергоблока N5 НВАЭС, благодаря которым значение ЧПЗ снижается более чем на порядок. Выявлены факторы, вносящие основной вклад в величину риска аварий на АЭС. Мероприятия по повышению безопасности, основанные на рекомендациях, разработанных в диссертации, были внедрены или включены в программу модернизации на 5-ом блоке НВАЭС.
3.Методические положения, разработанные при выполнении работы, использованы при создании нормативных и методических документов Госатомнадзора России, а также при экспертизе ВАБ действующих блоков в Госатомнадзоре России.
4. Научные результаты внедрены и использованы на НВАЭС при определении плана мероприятий по повышению безопасности блока N5, на Кольской АЭС блоках N1 и N2 при выполнении ВАБ уровня 1, а также в НТЦ ЯРБ при экспертизе отчетов по ВАБ АЭС. К работе прилагаются акты об использовании ее результатов (см. Приложение 1).
Личный вклад автора
Диссертация является результатом исследований, выполненных автором как самостоятельно, так и под его руководством сотрудниками возглавляемого им отдела анализов риска НТЦ ЯРБ при содействии руководства Госатомнадзора России, НТЦ ЯРБ, Обнинского государственного технического университета атомной энергетики, НВАЭС, Инспектората Швейцарии ипо регулированию ядерной безопасности и фирмы Energy Research Incorporated (США).
Автором разработаны методики анализа надежности персонала (АНП), выбора и группировки ИС, анализа зависимостей, которые реализованы при выполнении ВАБ 5-го блока НВАЭС. Автором разработаны модели аварийных последовательностей, выполнен отборочный и «огибающий» анализы внешних воздействий по дополненным и/или разработанным критериям и методикам. В соавторстве с коллективом НТЦ ЯРБ разработана вероятностная модель 5-го блока НВАЭС в среде кода SAPHIRE и получены результаты ВАБ для внутренних ИС и внешних воздействий (включая внутренние пожары и затопления).
Разработанные автором требования к ВАБ были положены в основу действующих и разрабатываемых нормативных документов в области ВАБ [24,25,26,27]. Автор является ответственным исполнителем и организатором разработки Заявления о политике [13], содержащего концепцию и принципы использования ВАБ в регулирующей деятельности.
На всех этапах выполнения диссертационной работы автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследования, осуществлял руководство и принимал непосредственное участие в проведении исследовательских работ, анализе результатов, выпуске отчетов, докладов и подготовке нормативных документов. Положения, выносимые на защиту:
1. Разработанные методики решения проблемных задач ВАБ уровня 1 для внутренних ИС при работе блока на мощности:
а) методика выбора и группировки ИС;
б) методика анализа надежности персонала;
в) методика анализа «неявных» зависимостей.
2. Систематизированные и развитые методики выполнения ВАБ для внешних воздействий:
а) методика отборочного анализа внешних воздействий;
б) методика «огибающего» (граничного) анализа внешних воздействий.
3. Результаты полномасштабного ВАБ 1-го уровня 5-го блока НВАЭС для внутренних ИС и внешних воздействий и практические рекомендации по мероприятиям, направленные на снижение величины ЧПЗ блока N5 НВАЭС, разработанные на основе результатов ВАБ.
4. Разработанные концепция и принципы применения результатов ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России. Апробация работы Основные положения и результаты диссертации докладывались и получили положительную оценку на 8 научных конференциях и семинарах: Международная конференция "ВАБ-97", г. Юта, США, 1997; Международный Семинар МАГАТЭ "Гармонизация методов ВАБ для реакторов ВВЭР-1000 и сравнение результатов ВАБ", г. Эрланген, Германия, июнь 2000; Международный Семинар МАГАТЭ "Гармонизация методов ВАБ для реакторов ВВЭР-1000 и сравнение результатов ВАБ", г. Берлин, Германия, июль 2002; Международная конференция "ВАБ-99", г. Вашингтон, США, август 1999; II-V Международные форумы «Анализ безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК», г. Обнинск, Россия, 1997-2000 г.г.
Результаты исследования докладывались на миссиях МАГАТЭ по независимой экспертизе ВАБ (IPSART), организованных по запросу Госатомнадзора России: «ВАБ уровня 1 блока N 5 НВАЭС», Москва, 1999 и «ВАБ пожаров и внешних воздействий блока N 5 НВАЭС», Москва, 2001.
Материалы диссертации обсуждались на заседаниях Научно-технических советов Госатомнадзора России и НТЦ ЯРБ, совместном заседании кафедр ЯЭУ и АСУ в Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики.
Публикации
По теме диссертации опубликовано 14 работ:
1.Любарский А. Метод «дерева решений» в вероятностных анализах безопасности// Диагностика и прогнозирование состояния объектов сложных информационных интеллектуальных систем. Сборник научных трудов кафедры АСУ Обнинского института атомной энергетики. 2001. N14. С. 56-62.
2. Любарский А., Кузьмина И., Носков Д. и др. Рекомендации по повышению безопасности на основе результатов вероятностного анализа безопасности первого уровня пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 13-19.
3. Кузьмина И., Любарский А., Носков Д. и др. Методологические аспекты и результаты вероятностного анализа безопасности пожаров пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 25-30.
4. Носков Д., Любарский А., Кузьмина И., и др. Методология и основные результаты вероятностного анализа безопасности второго уровня пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001.N1.C.20-24.
5. Lioubarski A, Kouzmina I., Volkovitski S., at.al., Probabilistic Safety Analysis of Novovoronezh-5; The level-1 Study Overview and Findings II Atomwirtschaft. 1997. Nr.l 1. Vol. 42. P. 701-705.
6. Lioubarski A., Kouzmina I., Berg Т., et al. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part I: PSA Level-1 for Internal Initiating Events. Main Report. Project SW1SRUS. SWISRUS-99-001. Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. - Moscow, 1999 -445p.
7. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., et al. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Initiating Events. Volume III: External Initiating Events. Final Report. Project SWISRUS. SWISRUS-2001-1. Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. - Moscow, 2001.- 115 p.
8. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., et al. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Initiating Events. Main Report. Project SWISRUS. SWISRUS-2001-1. Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. -Moscow, 2001.-80 p.
9. Lioubarski A, Kouzmina I., Gordon В., Rozin V. Insights from Level-1 PSA for Novovoronezh NPP (Unit 5) and PSA-based Modifications II Proceedings of the PSA 99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 21-28.
10. Kouzmina I., Lioubarski A., Smoutnev V., Spurgin A. Human Reliability Analysis in Novovoronezh NPP Unit 5 PSA II Proceedings of the PSA 99 International Topical Meeting (Washington D.C., USA, 22-26 August 1999). - Washington D.C.: University of Maryland, 1999. -P. 1346-1353.
11. Lioubarski A., Kouzmina I. Comparison of some Results and Modeling Issues of PSAs For WER-1000 II Transactions of Fourth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 11-15 October 1999, IIEF4 CDROM: Liubarski A., P. 117-123
12. Gordon В., Liubarskiy A., Kouzmina I., et.al. Insights from Level 1 PSA for Novovoronezh Npp (Unit 5) and PSA-Based Modifications II Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear, Radiation, and Radiactive Waste Safety, Vienna, Austria, 31 August-4 September 1998.-P. 117-123
13. Lioubarski A., Kouzmina I., Rosin, at.al Overview and Results of External Events PSA Study for Novovoronezh NPP Unit 5 II Transactions of Fifth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 16-20 October 2000, IIEF5 CDROM: Liubarski A., P.375-382
14. Kouzmina I., Lioubarski A., Kazarians M. Approaches and Some Results from the Fire PSA Study for Novovoronezh NPP Unit 5 II Transactions of Forth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 11-15 October 1999, IIEF4 CDROM: Kozmina I., P.719-725
Методические вопросы ВАБ уровня 1, требующие дальнейшего развития
Опыт экспертиз ВАБ АЭС, выполненных промышленностью, и представленных на рассмотрение в Госатомнадзор России в составе документов, обосновывающих безопасность АЭС, показал, что наиболее проблемными для ВАБ уровня 1 для внутренних ИС являются следующие задачи: Выбор и группировка ИС Анализ надежности персонала Анализ и учет неявных зависимостей
Выбор и группировка ИС. Основные недостатки и разногласия, связанные с выбором и группировкой ИС, а также последствия этих недостатков перечислены ниже: 1. Некорректное определение ИС. В различных ВАБ используются различные определения, часть из которых приводит к исключению из списка ИС значимых ИС. Эти определения и недостатки, связанные с их использованием приведены ниже: а) Нарушения в работе АЭС, приводящие к возникновению требования автоматической или ручной остановки блока, либо непосредственно к повреждению зоны; б) Нарушения в работе АЭС, приводящие к автоматическому останову блока. Принятие такого определения приводит к исключению из рассмотрения значимых ИС: - требующих останов блока оператором; - вызванных частичным отказом систем; - компенсируемых течей первого контура, и т.п. с) Нарушения в работе АЭС, приводящие к немедленному автоматическому останову блока. Принятие такого определения приводит к дополнительному исключению из рассмотрения ИС: - прекращение развития которых может быть осуществлено оператором; - событий, для которых характерен существенный временной интервал между исходным возмущением и возникновением требования на остановку энергоблока; - течей второго контура, включая ложное открытие паросбросной арматуры; 2. Ограниченный перечень ИС, связанный с: а) Отсутствием системного подхода при рассмотрении возможных ИС, вызванных: - отказами обеспечивающих систем (энергоснабжения, управления, охлаждения, вентиляции и т.п.); - ошибками персонала; - требованиями регламента; б) Некорректным исключением из рассмотрения ИС на основании: - предполагаемой низкой частоты; - предполагаемого низкого вклада в частоты повреждения A3; - большого интервала времени между началом ИС и моментом, когда его последствия будут существенными для АЭС; - ограничениями и допущениями анализа; 3. Неверная группировка ИС, связанная с: а) Не учетом влияния ИС на условия работы оборудования и операторов АЭС; б) Не учетом: - требований аварийных инструкций; - возможных зависимых отказов, вызванных ИС; - развития реального процесса после возникновения ИС; 4. Представитель группы ИС, используемый для дальнейшего моделирования не учитывает особенности всех ИС, входящих в группы.
Анализ надежности персонала. Основные недостатки, связанные с анализом надежности персонала, перечислены ниже. 1. В ряде ВАБ не рассмотрены до-аварийные ошибки персонала; 1) связанные с техобслуживанием и проверками работоспособности оборудования; 2) приводящие к одновременной потере нескольких каналов систем; 2. Отсутствует системный подход к идентификации ошибок персонала при реагировании на ИС; 3. Некорректно выполнен отборочный анализ надежности персонала; 4. Использованы методы АНП, без обоснования их применимости к рассматриваемому блоку АЭС (например, метод TRC - для блоков, на которых реализованы симптомно-ориентированные инструкции); 5. Неверно учтены зависимости между действиями персонала; 1) Не все минимальные сечения рассмотрены на предмет учета зависимостей; 2) Не корректные допущения о независимости действий и ошибок персонала. 6. Выполнен АНП без привлечения специалистов АЭС и т.п. Анализ зависимостей. Основные недостатки, связанные с анализом зависимостей, перечислены ниже. 1. Отсутствует системный подход выявления и анализа зависимостей (явных и неявных); 2. Отсутствует анализ не функциональных зависимостей; 3. Отсутствует состоятельный подход к учету выявленных зависимостей в модели ВАБ: - Не учтен ряд типов отказов по общей причине (ООП); - Не корректно объединено оборудование в группы ООП;
В настоящее время ВАБ внешних воздействий в России практически не выполнялся, однако анализ доступных работ, выполненных за рубежом, показал, что для ВАБ внешних воздействий следующие области являются проблемными:
1. Составление полного перечня внешних воздействий. Перечни внешних воздействий в различных ВАБ существенно отличаются. Из рассмотрения не обосновано исключаются: а) техногенные события, специфичные для блока АЭС (например, связанные с близко расположенными индустриальными объектами, газопроводами, транспортными артериями); б) события, природного характера, не наблюдавшиеся в достаточно короткий период времени в данном регионе (например, снегопады, экстремальные температуры и т.п.) и т.д.
2. Применение критериев отбора. В различных ВАБ используются разные критерии отбора. Это приводит к тому, что ряд потенциально значимых внешних воздействий исключается из рассмотрения без достаточного обоснования. Ярким примером неверного назначения и использования критериев отбора является ВАБ АЭС Моховце [54]. При выполнении данного ВАБ был принят критерий отбора по частоте 1.Е-6 1/год. Оцененное значение частоты повреждения активной зоны оказалось на уровне 8.0Е-7 1/год. Таким образом, из-за неверного назначения и применения критериев отбора уже до выполнения анализа из рассмотрения были исключены воздействия с частотой превышающей оцененную суммарную частоту повреждения активной зоны.
3. Построение кривых опасности (hazard curves). Этот важнейший элемент анализа внешних воздействий практически не описан ни в одном из доступных материалов по ВАБ внешних воздействий.
4. Выполнение «огибающего анализа». Аналогично предыдущему элементу, как в российской, так и в мировой литературе отсутствует информация о методических подходах к выполнению «огибающего» анализа.
Технология разработки математической модели безопасности АЭС
Как следует из результатов исследований [67, 68, 64, 69] при моделировании безопасности АЭС приходится решать целый ряд тесно взаимосвязанных проблем. К основным из них можно отнести:
1. Необходимость построения динамических (наиболее соответствующих реальному поведению АЭС и потребностям практики) моделей безопасности, состоящей из сотен и тысяч элементов (проблема размерности).
2. Обеспечение автоматизированности и формализованности процессов моделирования и расчета (проблема достоверности получаемых результатов и способ решения проблемы размерности).
3. Определение множеств работоспособных состояний АЭС, учет многорежимности и многофункциональности ее систем и элементов, различного рода зависимостей и условий применения по назначению (проблема достоверности).
4. Моделирование условий воздействия поражающих факторов (пожаров, затоплений, землетрясений и т.п.) на АЭС (проблемы достоверности и размерности).
5. Моделирование процессов восстановления отказавших технических средств (проблемы размерности, исходных данных, достоверности).
6. Моделирование действий обслуживающего персонала (проблемы размерности, исходных данных, достоверности).
7. Обеспечение построения модели безопасности АЭС экспертами, обладающими сравнительно малой подготовленностью в области математической логики, теории вероятностей и т.п. (проблема достоверности).
Все это существенно усложняет процесс разработки ММ безопасности АЭС. Именно этим объясняется наличие весьма большого круга методов и способов моделирования безопасности АЭС. Вместе с тем, анализ этих методов показывает, что большинству методов присущи общие черты и подходы. Анализ известных методов моделирования безопасности АЭС показывает, что при построении моделей функционирования используется событийно-логический подход (СЛП). Сущность СЛП состоит в представлении сложного непрерывного процесса, протекающего в АЭС, в виде большого числа элементарных случайных событий, сложным образом взаимодействующих между собой и приводящим к одному событию - невыполнению поставленной задачи. Данный подход позволяет эффективно использовать особенности человеческой логики, которая не только дискретна, но часто и бинарна, не позволяет понять континуальное целое, не разбив его на части и не установив те или иные логические (функциональные) соотношения между ними. При этом предполагается, что состояние АЭС в целом однозначно определяется состоянием составляющих ее элементов и может быть записано в виде n-мерного вектора: {Xi},i=l,w, (2.3.1) где і - номер элемента станции, п - полное число элементов модели, Xj - компонента вектора, характеризующая состояние элемента модели. Обычно под ней понимается двоичная переменная. При xj =1 элемент считается работоспособным, а при Xj =0 - неработоспособным. В общем случае возможны и промежуточные состояния.
Состояния АЭС можно записать и в виде двоичной структурной функции S = fi x, ,..., ,... ), множество значений которой, начиная от f(l, 1,...,1,..,1) и кончая
f(0,0,...0,...,0), образует множество всех возможных состояний установки при функционировании. Из состояния в состояние АЭС переходит в результате отказов и восстановлений элементов, а также ошибочных или восстанавливающих действий персонала. При определенных комбинациях отказов элементов наступает отказ станции. Поскольку отказы и восстановления элементов происходят случайным образом и в случайные моменты времени, т.е. носят вероятностный характер, постольку и отказы (или состояния работоспособности) станции являются случайными событиями, происходящими с определенной вероятностью.
Вероятностный характер событий отказов предопределяет выбор количественных критериев безопасности АЭС. В большинстве случаев в качестве таковых используются различные вероятностные характеристики. В качестве показателей безопасности используются вероятность возникновения ядерной (технической, радиационной) аварии, математическое ожидание потерь (ущерба) от аварии, индивидуальный смертельный риск, вероятность повреждения активной зоны, вероятность выхода радиоактивных веществ за пределы контеймента и т.д.
Для расчета этих показателей необходимо иметь итоговое расчетное выражение (вероятностная модель безопасности), которое может быть представлено, например, в виде: - вероятностного многочлена: Pc = P(LAi) = llnAi)-YdP{AiAJ)+YJP{AiAJAk)-..H-\r P{Ai...An) (2.3.2) / = 1 I IJ i.jjt (2.3.3) - уравнений Колмогорова-Чепмена: - -=-ck(t)Pk(t) + JXCW U = UN l k - системы логических уравнений: Уі=х,&Ь1(у2,у3,...,уп). y2 = x2&L2(y,,y3,...,yn) yj =Xj &Lj (y,,...,уj.„ yj+1,.„,,yn) (2.3.4) yn = xn&Ln(y,,y2 ,.-., У„.і)
Как показано в [70, 71], прямой расчет вероятностных характеристик безопасности даже для сравнительно простых систем практически невозможен, вследствие громоздкости расчетных выражений, большой трудоемкости не только расчетов, но и получения самих расчетных формул, трудности формализованной постановки задачи для экспертов, не являющихся, как правило, специалистами в области теории вероятности, и других причин. Поэтому практически во всех методах моделирования и расчета безопасности АЭС используется технология, предполагающая последовательное построение графической, логической и вероятностной (расчетной) моделей (см. рис 2.1). Количество этапов может быть как меньшим, так и большим, чем указано на рисунке. Это зависит от конкретной разновидности применяемого метода. Однако в большинстве случаев имеет место именно такое количество этапов.
На первом этапе разрабатывается концептуальная модель безопасности. Составляющими такой модели являются таблицы качественного анализа надежности систем безопасности, описания аварийных последовательностей и т.п.
На втором этапе модель формализуется - описывается с помощью того или иного математического аппарата. Практика анализа безопасности показывает, что наиболее удобной формой такой формализации является использование различного вида графов.
Методические подходы к задаче «Анализ надежности персонала»
Для выполнения анализа надежности персонала в ряде ВАБ российских АЭС был использован метод «Дерева Решений» (ДР), разработанный на основе исследований [110-113] и модифицированный автором с целью учета специфики работы операторов на российских АЭС. В приложении к методам АНП, эта специфика заключается в том, что: а) В отличие от операторов на большинстве зарубежных АЭС, операторы российских АЭС в большей мере опираются на собственный опыт и знания, чем на механическое выполнение пунктов симптомно-аварийных инструкций (разработанных и внедренных на ограниченном числе российских блоков). б) Уровень образования операторов БЩУ российских АЭС в среднем значительно выше, чем на большинстве АЭС за рубежом (операторы российских АЭС в основном имеют высшее специальное образование). в) Процесс подготовки операторов на российских АЭС существенно отличается от подготовки операторов на зарубежных АЭС (для большинства российских АЭС отсутствуют полномасштабные тренажеры для запроектных аварий).
Учет указанных особенностей наиболее важен для анализа действий персонала (ДП), выполняемых после возникновения ИС. Это связано с тем, что для российских АЭС, в отличие от практики выполнения ВАБ за рубежом, должны учитываться действия персонала, описанные как в эксплуатационных или аварийных инструкциях, так и известные операторам из тренировок, опыта эксплуатации или технических обсуждений. Таким образом, АНП для российских АЭС должен в большой мере опираться на опыт и общие знания операторов, примененные в различных аварийных ситуациях. Именно для анализа всего спектра возможных действий персонала и был разработан модифицированный метод «Дерева Решения (ДР)».
Метод ДР основан на исследованиях, выполненных в США компанией Electric Power Research Institute (EPRI) (проект ORE) [ПО]. В дальнейшем он был развит и дополнен в ходе испытаний на тренажере венгерской АЭС «ПАКШ» [111-113]. В ходе проекта ORE был выявлен спектр возможных факторов, влияющих на надежность выполнения действий персоналом (ДП) после возникновения ИС. Эксперименты на АЭС ПАКШ показали, как различие в культуре и эксплуатационной практике могут влиять на характер ВФ, значимых для ошибок персонала в различных аварийных ситуациях. Этот опыт показал, что нельзя переносить результаты, полученные для одной АЭС на другие АЭС, не учитывая всю специфику конкретного анализируемого блока.
Модифицированный метод ДР был разработан в рамках проведения ВАБ 5-го блока Нововоронежской атомной станции (НВАЭС) [103] и получил дальнейшее развитие при выполнении ВАБ 3-го блока НВАЭС [114]. В рамки выполнения данных работ не входило проведение экспериментов на полномасштабном тренажере (которым оборудован Нововоронежский учебно-тренировочный центр). Ввиду отсутствия данных с тренажера, которые могли бы использоваться в качестве базиса, метод ДР был модифицирован с тем, чтобы использовать для построения деревьев решений и получения оценок вероятностей ошибок персонала (ВОП) экспертное мнение квалифицированных специалистов НВАЭС, позволившее учесть особенности работы оперативных смен на анализируемых блоках. Разработка «Дерева Решений» Основные элементы "Дерева решений"
Дерево решений по конструкции сходно с деревом событий, однако используется оно по-другому. Основными элементами ДР являются: - Заголовки, или влияющие на поведение факторы (ВПФ), которые упорядочены в порядке уменьшения их значимости (т.е., факторы влияющие на оператора при выполнении им ответного действия: уровень стресса, запас времени, достаточность информации при принятии решения, доступность и качество инструкций и т.п.); - Логическая структура, состоящая из множества ветвей, соответствующих возможным значениям влияющих факторов (логика может быть не обязательно бинарной); и - Вероятности, соответствующие конечным состояниям. На рис. 2.3 приведен фрагмент ДР из [103], иллюстрирующий структуру ДР. Этапы разработки дерева решений Этапы разработки дерева решений, выполняемые задачи и требования к специалистам, участвующим в анализе, сведены в таб. 2.4 и подробнее раскрыты ниже.
Предварительное ДР разрабатывается на основании опыта основного эксперта от АЭС и затем верифицируется в процессе работы с другими экспертами АЭС с тем, чтобы выработать согласованную позицию. Содержание задач, выполняемых при построении предварительного ДР, раскрывается ниже.
Данная задача состоит в составлении списка всех потенциальных факторов, которые могли бы повлиять на поведение оператора при выполнении действий. Разработка такого списка базируется на результатах проекта ORE [ПО], документах МАГАТЭ [115], зарубежных [106-113,116] и российских исследованиях [117-122], а также опыте главного эксперта (для роли которого необходим опытный специалист -предпочтительно, начальник смены исследуемого блока). Полные списки влияющих факторов, представительные для рассмотренных российских АЭС, содержатся в материалах [103,118,120-122]. Список должен включать все влияющие факторы. Пример списка влияющих факторов приведен ниже (следует заметить, что порядок перечисления влияющих факторов не соответствует их относительной значимости): Время, когда произошла авария (дневное или ночное); Взаимодействия с остальным персоналом АЭС; Взаимодействия между членами оперативной смены; Эффект сценария (рассматривает ли оператор аварийную ситуацию как тяжелую, трудную или нет); Интервал времени, который оператор имеет в своем распоряжении для того, чтобы принять решение и выполнить действие; Уровень знаний, которыми обладает оператор; Существование тренировки по данному сценарию; Качество тренировки; Качество и наличие инструкций; Сложность распознавания ситуации; Уровень стресса; Человеко-машинный интерфейс.
Задача состоит в сокращении количества ВПФ и ограничении списка наиболее важными с точки зрения экспертов станции и специалистов по надежности персонала факторами. Некоторые факторы при этом могут быть объединены. Факторы оставленные в списке должны быть независимы друг от друга насколько это возможно, т.е. их содержание должно пониматься и интерпретироваться в соответствии с назначенными определениями, которые даются таким образом, чтобы влияние одного фактора не учитывалось неявно при оценке значения другого.
Основные результаты вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних ИС 5-го блока Нововоронежской АЭС
Блок N5 НВАЭС (1000 Мвт электрическая мощность) - первый блок с реактором типа ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор электрической мощностью 1000 МВт). Блок введен в эксплуатацию 30 Мая 1980 г. На площадке НВАЭС находятся 5 блоков ВВЭР различной мощности (два выведены из эксплуатации).
Первый контур включает реактор, компенсатор давления (КД) и четыре петли теплоносителя. Каждая петля теплоносителя оборудована одним горизонтальным парогенератором, одним главным циркуляционным насосом и двумя изолирующими клапанами. Второй контур включает четыре ПГ, два основных турбопитательных насоса (ТІШ) и два турбогенератора (ТГ). Оборудование первого контура расположено внутри здания герметичной оболочки, рассчитанного на максимальное внутреннее давление 0.45 МПа.
На блоке реализован принцип тройного резервирования в системах безопасности. От блоков с ВВЭР-1000 (проект В-320) имеются следующие принципиальные отличия: а) Наличие двух турбин; б) Наличие ГЗЗ; в) Расположение БРУ-А на главном паровом коллекторе; г) Отсутствие связи системы аварийного впрыска бора с приямком (нет рециркуляции при высоком давлении первого контура); д) Отсутствие вспомогательной системы питательной воды.
Краткая информация о модели ВАБ уровня 1 для внутренних ИС
Модели выполненного ВАБ основаны на методе «Малые деревья событий -Большие деревья отказов». Количественный анализ моделей деревьев отказов и деревьев событий выполнялся с помощью программного комплекса «SAPHIRE/IRRAS» [72]. Работа выполнялась в соответствии с руководством МАГАТЭ [28]. В рамках ВАБ уровня 1 были выполнены задачи ВАБ, перечисленные в разделе 1.1 данной работы.
На основании предварительных результатов, несмотря на то, что они были получены при ряде консервативных допущений, были разработаны рекомендации по повышению безопасности 5-го блока НВАЭС, часть из которых, не связанная с конструктивными изменениями, была внедрена на блоке. Результаты, представляемые в данной работе, получены с использованием модели ВАБ, откорректированной с учетом замечаний экспертов МАГАТЭ и учитывающей изменения, внедренные на блоке НВАЭС [149,151].
Эти результаты необходимо рассматривать с учетом принятых в модели ВАБ ограничений и допущений, основными из которых являются следующие: 1) Запас воды в баках химобессоленной воды достаточен для поддержания блока в безопасном состоянии при остановленном реакторе; 2) Захолаживание, вызванное разрывами по второму контуру не приводит к разрушению корпуса реактора, коллектора и теплообменных трубок парогенератора; 3) Разрывы по второму контуру в турбинном зале приводят к частичному повреждению электроприводного оборудования системы питательной и аварийной питательной воды. 4) Вероятность забивания приямка при авариях с течами первого контура внутри оболочки зависит от величины и места течи. При большой течи вероятность забивания равна 1. 5) Потеря охлаждения помещений распределительных устройств (КРУ) приводит к полному обесточиванию блока (при температуре окружающей среды выше 30 С). 6) Данные по параметром модели а-фактор из [123] для отказов на сохранение положение электроприводных клапанов и выключателей применимы для 5-го блока НВАЭС. 7) Предохранительные клапана ПГ обеспечивают возможность длительного сброса пара для диапазона давлений второго контура от номинального до 15 ата.
Основные рекомендации по повышению уровня безопасности 5-го блока НВАЭС на основе результатов ВАБ уровня 1 для внутренних ИС Выполнение ВАБ позволило выявить ряд факторов, негативно влияющих на безопасность блока:
1) Недостатки станционной документации: (а) противоречия проектной и эксплуатационной документации и несовершенство ряда инструкций; (б) отсутствие симптомно-ориентированных аварийных инструкций;
2) Технологические недостатки: (а) ряд необходимых блокировок отсутствует или блокировки для работы оборудования установлены без учета реального протекания процесса; (б) системы важные для безопасности не всегда имеют достаточный резерв по обеспечивающим системам («спутники» быстродействующих запорно-отсечных клапанов (БЗОК), ГПЗ и секционные задвижки на ГПК не имеют надежного питания);
3) Недостатки в конструкции систем: (а) системы нормального и аварийного отвода тепла по 2-му контуру используют одни и те же насосы (АЭПН); (б) оборудование второго контура не квалифицировано на работу в условиях высокой влажности; (в) отсутствует резервирование линии планового расхолаживания; (г) аварийные насосы впрыска бора высокого давления (АВН) не имеют связи с приямком; (д) конструкция приямков и применяемая теплоизоляция трубопроводов первого контура может приводить к высокой вероятности забивания приямка для аварий с течами 1-го контура.
По результатам ВАБ уровня 1 на блоке был внедрен ряд аварийных инструкций и процедур нормальной эксплуатации, такие как: (а) инструкция по использованию подпиточных насосов первого контура для впрыска в компенсатор давления с целью расхолаживания первого контура и снижения давления; (б) инструкция по предотвращению закрытия БЗОК для ряда событий, связанных с переходными процессами; и (в) инструкция по использованию альтернативных средств подпитки парогенераторов.
В дополнение к мерам, указанным выше, станция инициировала процесс устранения недостатков, выявленных по результатам ВАБ и связанных с конструкцией и эксплуатацией различного оборудования. Основными из них являются: (а) отсутствие требования по автоматическому отключению аварийных насосов впрыска бора высокого давления по сигналу низкого уровня в баке запаса раствора бора; (б) отсутствие возможности переключения насосов высокого давления на работу от приямка с целью возможности работы в режиме рециркуляции при высоком давлении в первом контуре; (в) отсутствие надежного питания ряда элементов в системе БЗОК; (г) отсутствие возможности использования турбопитательных насосов в авариях с потерей внешнего энергоснабжения или при потере аварийных питательных электронасосов (при невозможности подачи пара от других блоков НВАЭС). Меры по устранению этих недостатков связаны со значительными затратами ресурсов и требуют дополнительного инженерного анализа; тем не менее, работа по их внедрению уже начата, и процесс модернизации находится в стадии развития. Следует отметить, что некоторые из перечисленных недостатков были уже известны, однако их значимость с точки зрения риска была подтверждена и уточнена результатами ВАБ.
