Содержание к диссертации
Введение
1 Обзор состояния нир и практики применения ваб для управления старением энергоблоков АЭС 12
1.1 НИР по количественной оценке влияния эффектов старения на риск при эксплуатации АЭС (US NRC, IRSN, CNSC, КАЕМ, ЕС JRC IE) 12
1.2 Текущее состояние учета старения в моделях ВАБ 15
1.3 Методы и подходы для учета старения активных элементов в ВАБ 17
1.4 Наличие и представительность данных по надежности 28
1.5 Учет старения в моделях ВАБ 36
1.6 В ыводы 38
2 Разработка методологии и процедуры учета в моделях ваб уровня 1 эффектов старения систем и оборудования АЭС 42
2.1 Общая постановка задачи 42
2.2 Процедура качественного анализа влияния старения на функционирование СКК 45
2.3 Алгоритмы статистической оценки тренда старения параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС 56
2.4 Модели надежности, учитывающие старение СКК, и методы оценки показателей надежности, для последующего учета этих моделей в ВАБ 65
2.5 Процедура расчета риска плавления активной зоны реактора (ВАБ уровня 1) 79
2.6 Выводы 80
3 Описание и характеристики объектов исследования 82
3.1 Определение исследуемых объектов 82
3.2 Компоненты технологических систем безопасности 83
3.3 Система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения 87
3.4 Модель ВАБ для исходного события «большая течь из первого контура» 96
3.5 Выводы 101
4 Результаты учета в моделях ваб уровня 1 эффектов старения систем и оборудования АЭС 103
4.1 Качественный анализ эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов электроприводной запорной арматуры системы аварийной подпитки 103
4.2 Оценка тренда старения параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС 108
4.3 Влияние эффектов старения на неготовность системы безопасности и частоту плавления активной зоны 112
4.4 Выводы 127
Заключение 129
Литература 133
Приложение 146
- Методы и подходы для учета старения активных элементов в ВАБ
- Процедура качественного анализа влияния старения на функционирование СКК
- Система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения
- Оценка тренда старения параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС
Введение к работе
Согласно данным МАГАТЭ, по профилю выработанного календарного ресурса энергогенерирующих блоков АЭС [1], в настоящее время в эксплуатации находятся 115 блоков проработавших от 30 до 40 лет и 213 блоков, возраст которых находится между 20 и 30 годами,. Суммарно эти блоки представляют около трех четвертей от 438 эксплуатирующихся в мире блоков АЭС.
Все больше и больше эксплуатирующих организаций ориентируются сегодня на продление проектного срока службы АЭС. В США, например, к июню 2006, около половины действующих блоков продлили или были в процессе продления лицензии на эксплуатацию с 40 до 60 лет [2].
Это означает, что в ближайшие десять лет управление старением и продление срока службы будут ключевыми вопросами, связанными с анализом безопасности АЭС.
Одним из обязательных элементов анализа безопасности АЭС является вероятностный анализ безопасности (ВАБ) [3, 4]. За последние десять-пятнадцать лет вероятностный анализ был проведен для подавляющего большинства работающих и проектируемых энергоблоков в Европе [6, 7, 8, 9, 10, 11] и России [12, 13], методология ВАБ стандартизирована на уровне инженерно-технических руководств [5, 14, 15] и согласована с национальными регулирующими органами. Такое состояние дел позволяет расширять области практического применения ВАБ при решении актуальных задач обоснования безопасности [16, 17, 18].
Необходимость учета эффектов старения в ВАБ обусловлена требованием соответствия АЭС целям безопасности на протяжении всего жизненного цикла установки (включая и период эксплуатации сверх первоначально установленного проектом ресурса). Руководство МАГАТЭ (INSAG-12) [19] формулирует следующие цели безопасности в вероятностных терминах :
"Для существующих АЭС, соответствующих техническим целям безопасности, частота реализации события с серьезным повреждением активной зоны реактора должна быть ниже 10 событий за год эксплуатации. Управление тяжелыми авариями и меры, направленные на предотвращение критических последствий, должны снижать, как минимум, в 10 раз вероятность больших выбросов радиоактивных продуктов за пределы площадки АЭС."
Дополнительный стимул для учета эффектов старения в ВАБ является общемировая тенденция к использованию риск информированного подхода при регулировании, в котором методы и результаты ВАБ играют ключевую роль при принятии решений, Рис.2, [20].
Традиционный анализ
1 .Определение изменений
2. Инженерное обоснование
3. Программа внедрения/ мониторинга
4. Заявка на изменения
В настоящее время, старение СКК является предметом анализа в следующих программах :
• Периодическая переоценка безопасности,
• Управление старением,
. Оптимизация ТО и ремонтов,
• Продление срока службы АЭС.
Для выполнения этих программ разработаны национальные и интернациональные стандарты и руководства [21 - 25], но все они базируются на детерминистском подходе и предлагают лишь очень ограниченное применение вероятностных подходов.
Тем не менее, ВАБ, как инструмент анализа безопасности, может и должен быть интегрирован в программы связанные с оценкой эффектов старения, для того, чтобы дополнить и расширить процедуру определения и приоритизации проблем, связанных со старением и, как следствие, для оптимизации деятельности по управлению старением.
Следующие вопросы, связанные с применением ВАБ для оценки эффектов старения, требуют исследования и анализа :
• Применим ли вероятностный подход к оценке старения?
• Насколько адекватно модель ВАБ может отражать основные проблемы, связанные со старением СКК?
• Требуется ли пересмотр основных допущений и модификация модели ВАБ в случае применения вероятностного подхода при риск-информированном принятии решений • Какие исходные данные необходимы для учета старения в ВАБ, какие имеются в наличии и насколько они представительны Данная работа представляет результаты исследований и практического применения вероятностных методов при оценке программ управления старением АЭС.
Задачи исследования
Задачей работы является разработка методологии и процедуры учета в моделях ВАБ уровня 1 эффектов старения систем и оборудования АЭС. Объектами исследования являются :
Принципы и методы разработки ВАБ уровня 1 энергоблоков с легководными реакторами под давлением (PWR);
системы и оборудование, учитываемые в модели ВАБ уровня 1;
расчетная программа для оценки риска RiskSpectrum;
• данные по надежности оборудования;
• статистические методы оценки надежности оборудования с учетом старения.
Цели исследования
Целью работы является демонстрация и обоснование применимости вероятностных подходов при анализе безопасности стареющих блоков АЭС, а также определение условий и границ применения принципов и методов расчета и результатов ВАБ уровня 1 с учетом эффектов старения. Границы исследования
В данной работе использованы термины и определения, приведенные в [14,26].
Под «старением» понимается общий процесс, при котором характеристики СКК постепенно изменяются со временем или в результате использования.
Предлагаемые методы, алгоритмы и процедуры применимы, в основном, для активных компонентов систем важных для безопасности (СВБ) при наличии качественных статистических данных по надежности, полученных из опыта эксплуатации. Методы расчета надежности могут применяться как для расчета частот ИСА (относительно частые события, типа, переходных процессов с нарушением теплообмена и т.п.), так и для расчетов неготовности функций/систем безопасности.
Демонстрационные расчеты проведены с использованием модели ВАБ уровня 1 для реакторов типа PWR для внутренних исходных событий и учитывающих состояния «реактор на мощности» и «горячий останов».
Научная новизна
Основным научным достижением работы является разработка комплексного подхода для оценки влияния старения активных компонентов систем безопасности на глобальный уровень безопасности, используя инструмент ВАБ, который включает следующие шаги :
• Отбор СКК, чувствительных к старению для учета в ВАБ,
• Разработка методов расчета надежности компонентов как функций от времени на основании данных, полученных из опыта эксплуатации,
• Учет в моделях ВАБ методов и процедур расчета надежности оборудования и анализ риска как функции от возраста блока.
В рамках разработанного комплексного подхода следующие элементы обладают признаками научной новизны : Впервые предложен и проработан до уровня инженерной
процедуры метод качественного анализа влияния эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов компонента на работоспособность систем, анализируемых в ВАБ;
Впервые предложен и апробирован метод «двух ячеек» для анализа тренда параметра потока отказов;
• Впервые предложено использование метода инверсий для анализа тренда параметра потока отказов для исходных данных, цензурированных на интервале, справа и слева;
• Впервые предложена процедура использования обобщенной регрессионной линейной модели для расчета показателей надежности СКК, включающая проверку нескольких альтернативных моделей, выбор наиболее достоверной, расчет показателей модели, проведение анализа наличия/отсутствия тренда параметра потока отказов и оценку неопределенностей интерполяции (параметров) и экстраполяции во времени функции параметра потока отказов;
Впервые предложен и апробирован алгоритм оценки риска как функции возраста блока для модели ВАБ уровня 1 реактора PWR с использованием расчетного кода RiskSpectrum.
Практическая значимость
1. Разработанные теоретические модели доведены до инженерных методик, использованных при выполнении анализа рисков при эксплуатации PWR в рамках экспертизы программ по управлению процессами старения оборудования на АЭС Франции; при определении СКК важных с точки зрения риска и чувствительных к эффектам старения на исследовательском реакторе TRIGA, Румыния; при подготовке отчета по переоценке безопасности АЭС Гозген, Швейцария.
2. Применение результатов диссертационного исследования позволило обосновать ряд мероприятий по повышению безопасности энергоблоков PWR 900 МВт.
3. Методические положения, разработанные при выполнении работы, использованы при создании Институтом Энергии (ЕС ЖС IE) руководств и методических документов по учету эффектов старения в ВАБ.
Основные положения, выдвинутые автором на защиту:
1. Процедуры качественного анализа влияния старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов на качество функционирования СКК.
2. Алгоритмы статистической оценки тренда параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС, основанные на использовании обобщенных регрессионных моделей.
3. Модели надежности, учитывающие старение СКК, и методы оценки показателей надежности, для использования в моделях ВАБ, которые позволяют обоснованно подходить к переоценке безопасности и разрабатывать мероприятия по ее повышению для АЭС, длительное время находящихся в эксплуатации.
4. Алгоритмы расчета риска плавления активной зоны реактора в зависимости от возраста энергоблока для модели ВАБ уровня 1 с использованием расчетного кода RiskSpectrum.
Достоверность научных положений
Достоверность научных положений, полученных результатов и выводов обеспечивается научно-техническим анализом и экспертизой проведенных исследований, выполненных ведущими специалистами международной сети по использованию ВАБ для оценки воздействия старения на безопасность энергетических установок (Ageing PSA Network). Для всего диапазона исследования проводился анализ неопределенностей, как стохастического, так и характера. Проведена работа по анализу источников первичных данных. Для наиболее неопределенных данных проводился анализ чувствительности с целью исследования влияния отдельных параметров на результаты и выводы. Апробация результатов работы
Предложенные методы и подходы применялись при экспертизе регулирующим органом Франции программы Электрисите де Франс по управлению старением энергоблоков с водой под давлением [27, 28, 29]. Большая работа по апробации методологии проведена в рамках международной сети по использованию ВАБ для оценки воздействия старения на безопасность энергетических установок [30, 31], выполнены и находятся в процессе выполнения пилотные задачи и сравнительные анализы результатов применения методов на различных типах реакторов и СКК [32, 33, 34].
Основные результаты работы докладывались на международных конференциях и семинарах [29, 31, 35, 36, 37, 38, 39, 41]
Кроме того, в целях обсуждения и обмена результатами применения подходов Ageing PSA Network организовываются ежегодные семинары и курсы повышения квалификации [42, 43, 44, 45].
Публикации
Основные результаты диссертации опубликованы в 14 работах, в том числе 3 статьи в научно-технических журналах [46, 47, 48], 10 публикаций в сборниках трудов конференций и семинаров [29, 31, 35, 36, 38, 39, 40, 41, 50, 51], и 1 учебно-методическое руководство [49].
Кроме того результаты диссертации представлены в 8 научно-технических отчётах [30, 31, 32, 33, 43, 48, 52, 53].
Методы и подходы для учета старения активных элементов в ВАБ
В работе [58] авторы выделяют два основных подхода к пониманию и моделированию феномена старения : старение, как понятие надежности, связанное с поведением интенсивности отказов во времени, старение как физический процесс постепенной деградации оборудования. В первом случае для моделирования надежности применяются статистические модели, использующие данные из опыта эксплуатации. Такой подход применяется в основном для моделирования активных элементов. Во втором случае моделирование надежности основано на понимании физики и кинетики процесса деградации, связанного с определенным механизмом старения. Такие модели соответствуют пассивным элементам. С точки зрения чувствительности результатов оценки риска к эффектам старения СКК, в первую очередь можно рассматривать отказы активных элементов СБ. Активные компоненты в явном виде смоделированы в ДО и ДС, изменение параметров надежности напрямую влияет на результаты ВАБ, сами параметры рассчитываются на основании статистических данных из опыта эксплуатации. При наличии достаточной статистики, анализ влияния старения активных элементов на безопасность блока может быть выполнен следующим образом : предварительный анализ статистических данных по надежности - графический (визуальный) анализ тренда, - непараметрические методы проверки гипотезы о наличии/отсутствии тренда, - параметрические методы проверки гипотезы о наличии/отсутствия тренда, выбор и валидация модели надежности, расчет показателей надежности, подготовка набора исходных данных для учета в моделях ВАБ, проведение оценки риска с учетом старения. Методы графического анализа данных по надежности, с учетом специфики первичных данных из опыта эксплуатации оборудования АЭС, представлены в [59- 63].
Атвуд и др.[60] предлагает использовать кумулятивное распределение отказов во времени (cumulated failure plot) или интервальные оценки частот отказов во времени. Клюгель [61] и Прокаччиа [62] приводят примеры использования Нельсон-Аалан и Каплан-Мейер индикаторов для графического анализа тренда старения. В работе [63] отмечается два фактора, важных с точки зрения практического применения того или иного подхода : формат представления данных по надежности : наработки до отказа или интервальные значения интенсивностей потока отказов, допущение о типе восстановления оборудования после отказа и предупредительных ремонтов : полное восстановление, частичное восстановление или отсутствие восстановления. Следующие непараметрические методы проверки наличия тренда были предложены и исследованы в [60]: критерий Лапласа (наработки до отказа), тест двух ячеек (наработки до отказа), метод инверсий (интенсивности потока отказов). Для проверки допущения о типе восстановления оборудования- в [63] предлагается использовать тест Льюиса-Робинзона.
Графический анализ и методы непараметрической проверки тренда просты в реализации и не требуют использования специального программного обеспечения, при этом точность результатов уступает более мощным параметрическим методам анализа. При корректном представлении исходных данных, эти методы позволяют быстро оценить первичные данные и дают представление о таких важных атрибутах, как гомогенность выборки, наличие приработочных отказов, уровень неопределенности и значимости оценок. Эти методы вполне пригодны для предварительного анализа данных и выбора компонентов для дальнейшего анализа. В работах [51, 59, 60, 65, 66, 67, 68] предложены и исследованы следующие случаи обобщенной линейной модели надежности для учета старения оборудования СБ в ВАБ : линейная модель для интенсивности отказов : A,(t) = a + bt, (1.1) a, b - параметры модели, где b — параметр, характеризующий наличие/отсутствие старения. В случае если b 0, интенсивность отказов растет во времени, b = 0, - соответствует постоянной интенсивности отказов и, в случае, если b 0, речь идет о снижении интенсивности отказов во времени (приработочные отказы). Следует отметить, что линейная модель и модель Вейбулла являются частными случаями обобщенной линейной модели и могут применяться как для моделирования отказов в режиме работы или ожидания (непрерывные распределения), так и для отказов на требование (дискретные распределения). При этом неготовность элемента на определенном интервале времени (входной параметр моделей ВАБ) может быть выражена в следующей форме : здесь qo - значение неготовности оборудования в момент времени t = О У. Весли в работе [65] предлагает использовать для расчета неготовности восстанавливаемых элементов следующие аналитические соотношения полученные для линейной модели : для полного восстановления (as good as new) в результате ремонта или техобслуживания (ТО), для отсутствия восстановления (as bad as old) в результате ремонта или ТО. Здесь tfj- время последнего ремонта или ТО.
Процедура качественного анализа влияния старения на функционирование СКК
Целью качественного анализа влияния старения и типов отказов компонента на работоспособность системы является определение типов отказов, связанных со старением оборудования, и их приоритизация, с учетом возможных последствий. Задачей анализа является установление связи между возможным механизмом старения и типом отказа компонента; и определение критичности этой связи с точки зрения готовности системы к выполнению функции безопасности. Результатами анализа являются : . приоритизация компонентов и типов отказов системы, наиболее чувствительных к воздействию старения, систематизированная информация о стратегии контроля и техобслуживания, необходимая для принятия допущений при выборе модели надежности компонента для ВАБ. 1. Группировка однотипных компонентов СБ и СВБ, с учетом проектно-конструкторских характеристик, условий функционирования и стратегии проверок, испытаний и техобслуживания. 2. Для каждой группы однотипных компонентов, выбор компонента наиболее представительного с точки зрения возможных эффектов старения (наименьшие конструкционные запасы по прочности, наибольшие нагрузки при эксплуатации, и т.д.) и критичности по отношению к выполняемой функции безопасности. 3. Для каждого наиболее представительного компонента, определение возможных механизмов старения, которые могут проявляться и развиваться в определенных частях и зонах компонента. 4.
Определение типов отказов, которые могут возникнуть по причине развития механизма старения. Установление возможного влияния на работоспособность системы данного типа отказа компонента. 5. Характеристика возможности проявления и развития механизма старения и его важности с точки зрения возникновения отказа определенного типа. 6. Характеристика эффективности контроля за механизмами старения и типами отказов (мониторинг, периодические испытания, техобслуживание и т.п.). 7. Для каждого типа отказов, заключение по следующим вопросам : степень критичности типа отказа и соответствующего механизма старения с точки зрения выполнения системой функции безопасности, эффективность обнаружения отказа данного типа в результате периодических проверок и испытаний, степень восстановления компонента (устранение эффекта механизма старения) в результате предупредительного техобслуживания. 8. Документирование результатов анализа. Как видно из вышеизложенного, основное отличие метода качественного анализа влияния старения и типов отказов компонента на работоспособность системы от классического анализа типов отказов и их влияния на функционирование системы состоит в добавлении новых элементов к связи «элемент компонента - тип отказа - работоспособность системы». В результате качественного анализа влияния старения и типов отказов компонента на работоспособность системы устанавливается связь «элемент компонента — механизм старения - тип отказа - эффективность контроля и техобслуживания -работоспособность системы». С практической точки зрения результаты классического анализа типов отказов и их влияния на функционирование системы, выполненного в рамках ВАБ (задача «Анализ Систем») или программы оптимизации техобслуживания, могут быть использованы в качестве основы для проведения качественного анализа влияния старения и типов отказов компонента на работоспособность системы. К преимуществам качественного анализа относятся системность при определении и приоритизации типов отказов, связанных с конкретным механизмом старения, и частей/элементов оборудования, чувствительных к этому механизму старения. В дополнение, такой подход позволяет определить и обосновать меры по снижению влияния старения на функционирование системы касающиеся : улучшения/изменения условий эксплуатации (окружающая среда, нагружения при нормальном и аварийных режимах работы, и т.п.), изменения/оптимизации условий и объема контроля и периодических испытаний, оптимизации стратегии техобслуживания и ремонтов оборудования. В последующих параграфах излагаются цели, задачи, исходные данные и требования к представлению результатов для каждого из этапов качественного анализа. На данном этапе выполняются следующие подзадачи : составление перечня компонентов для каждого типа оборудования, сбор и систематизация данных по техническим (проектно-конструкторским и эксплуатационным) характеристикам оборудования, . сбор и систематизация данных по нагрузкам (нагрузки при нормальных и аварийных режимах, характеристики среды, и т.д.) при эксплуатации, группировка компонентов по следующим признакам : - роль и состояние компонента в аварийных режимах эксплуатации, - общность конструкции (принципов функционирования) и материалов, - общность рабочей и окружающей среды, - схожие характеристики нагрузок во время функционирования. В качестве исходных данных используются следующие источники : перечень компонентов для каждого типа оборудования (например : запорная электроприводная арматура, обратные клапаны, насосы центробежного типа, и т.д.) - перечень оборудования, включенного в модели ВАБ, - перечень оборудования, учитываемого в системе сбора данных по надежности, - перечень оборудования (классификатор) СБ и СВБ. технические (проектно-конструкторские и эксплуатационные) характеристики оборудования - проектная документация по системам, - схемы систем, - анализа типов отказов и их влияния на функционирование системыб - чертежи и спецификации оборудования, - отчеты о квалификационных испытаниях,
Система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения
Система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения (спринклерная система) является одной из систем безопасности PWR [87]. При авариях с потерей теплоносителя первого контура, спринклерная система требуется для выполнения следующих функций безопасности : обеспечение целостности защитной оболочки за счет снижения и поддержания давления под оболочкой, связывание газообразных продуктов деления (снижение их концентраций) путем подачи гидразин-гидрата под оболочку, отвод остаточных тепловыделений активной зоны реактора конечному поглотителю при работе на рециркуляцию через приямок. В аварийных режимах система срабатывает по сигналу «высокое давление под оболочкой» или запускается вручную. Спринклерная система является двухканальной (со 100% резервированием). Каждый канал включает в себя насос, теплообменник, электроприводную и ручную запорную арматуру, обратные клапана, трубопроводы, спринклеры. Упрощенная схема системы представлена на Рис. 3.4. На начальных этапах аварии система подает воду на спринклеры, установленные под оболочкой, из бака запаса раствора бора 2500 ppm (RWST). После исчерпания запасов воды в баке RWST, спринклерная система автоматически переключается на рециркуляцию через приямок. Безотказная работа системы требует работоспособности следующих обеспечивающих систем : системы аварийного электроснабжения переменного тока 6,6 kV и 380 V, системы аварийного электроснабжения постоянного тока 48 V, системы контроля и управления, системы технической воды, системы аварийной вентиляции помещений систем безопасности.
В зависимости от типа и тяжести аварии, работа системы требуется в течение 24 и 48 часов после начала аварии. На Рис. 3.5 представлено Дерево Отказов спринклерной системы, разработанное для ВАБ уровня 1 «виртуального» блока PWR. На рисунке представлен лишь верхний уровень ДО (Top events). Данное ДО моделирует отказ спринклерной системы в течение 48 часов с момента начала аварии. Как видно из ДО, отказ системы наступает в случае : или, потери двух каналов системы из-за отказов резервируемых активных элементов, или, потери общего участка линии всаса от бака RWST на первом этапе аварии, или, потери общего участка линии всаса от приямка на этапе работы на рециркуляцию. В модели учитываются : отказы активных элементов системы (независимые отказы и отказы по общим причинам, отказы на требование и отказы при выполнении функции в аварийном режиме), отказы обеспечивающих систем, вероятность ошибочных действий персонала при управлении аварией и при выполнении техобслуживания. ДО смоделировано с помощью кода RiskSpectrum PSA Professional [73].
В качестве исходных данных для расчета неготовности отдельных компонентов, в ДО используются показатели надежности, взятые из обобщенных данных. При расчете показателей надежности использовалось допущение о постоянной во времени величине интенсивности отказов (вероятности отказа на требование). На Рис. 3.6, в качестве примера, представлено Дерево Событий, моделирующее аварийные последовательности в случае исходного события «Большая течь из холодной петли первого контура эквивалентным диаметром более 6" в состоянии реактора «работа на мощности». Аварийная последовательность №2 представляет аварию с отказом спринклернои системы который приводит к плавлению активной зоны реактора (CD). ДС смоделировано с помощью кода RiskSpectram PSA Professional [73]. В качестве исходных данных для расчета вероятностей невыполнения функций безопасности (неготовностей требуемых систем безопасности и вероятности ошибочных действий персонала), а также частот исходных событий, использовались ДО, построенные для соответствующих систем безопасности/действий персонала и частоты ИС, взятые из обобщенных данных. При расчете частот ИС использовалось допущение о постоянстве значения частот во времени.
В результате анализа надежности спринклернои системы, выполненного с использованием метода Дерева Отказов, получены следующие результаты : суммарная неготовность системы (вероятность невыполнения функции) Qt = 8 КГ4, основными вкладчиками в неготовность системы являются следующие события : - отказы по общей причине датчиков уровня бака RWST (30%), - отказ системы управления при автоматическом переходе на рециркуляцию через приямок из-за ошибки персонала при настройке 4-х реле (19%), - отказы спринклерных насосов при работе в аварийном режиме (10%), - отказ на открытие электроприводной арматуры VI3 и VI4, по общей причине (5%). В Табл. 3.1 представлены первые 20 минимальных сечений (МС) полученных при расчете неготовности системы. Табл. 3.2 и 3.3 содержат результаты анализа факторов риска для ЭС и для отдельных компонентов системы.
Оценка тренда старения параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС
Сбор и обработка данных по надежности проводились в соответствии с процедурой, описанной в гл. 2.4. Ниже приведены результаты анализа структуры специфических данных по надежности с использованием, в качестве примера, данных, описанных в гл. 3.2. В случае использования специфических данных, требуемая номенклатура исходных данных для анализа тренда и определения параметров моделей надежности может быть представлена в двух видах : наработки до отказов, цензурирования (в часах или количестве требований), оценки интенсивности потока отказов или вероятность отказа на требование за дискретные последовательные интервалы времени. Кроме того, для формулировки допущений о восстанавливаемости компонентов, необходима информация об эффективности восстановления при плановых и внеплановых ремонтах. На Рис. 4.2 представлена структура данных по надежности, используемых при расчете показателей надежности для ВАБ. Необходимо подчеркнуть, что речь идет об обработанных, а не первичных данных (смотри также Рис. 1.3). Для получения набора данных требуемого формата (множество значений наработок до отказов и цензурирования, или интенсивностеи потока отказов за дискретные последовательные интервалы времени, и т.д., см. гл. 2.4.4), требуется практически вся номенклатура «обработанных данных по надежности».
Набор данных по надежности для датчиков системы контроля и управления (Приложение 3) включает данные, обозначенные на Рис. 4.2, как «данные для расчета показателей» и «данные об отказах». Данные о наработках не представлены в явном виде, однако известно, что датчики находятся в работе постоянно. Кроме того, в наборе данных отсутствует информация о границах оборудования, функциональном назначении, состоянии реактора в момент отказа, времени восстановления и причине отказа. Для целей данной работы эти данные не требуются. Однако номенклатуры данных, представленных на Рис. 4.2, не достаточно для проведения анализа надежности с учетом старения. Эти данные должны быть дополнены следующей информацией : - дата ввода каждой единицы оборудования в эксплуатацию (точка начала отсчета возраста оборудования), - даты замен оборудования, - даты и эффективность восстановления оборудования при плановых и внеплановых ремонтах. Следующие дополнительные данные и допущения были использованы для дальнейшего анализа: - за дату ввода каждой единицы оборудования в эксплуатацию принимается дата ввода соответствующего блока в промышленную эксплуатацию, - отказы оборудования не приводят к его полной замене, т.е. восстановление после отказа является минимальным восстановлением, - плановые ремонты не предусмотрены в течение всего срока службы оборудования. Используя дополнительную информацию, требуемое множество значений наработок до отказов и цензурирования {tu, tfi, t„}, i=l,..., n, может быть получено следующим образом: tu = Ds — DCOM - наработка компонента до момента цензурирования слева (начала наблюдений), tri - DE - DCOM наработка компонента до момента цензурирования справа (окончания наблюдений),
