Размещено на http://www.allbest.ru/

Результаты вероятностного анализа безопасности первого уровня остановленного реактора блока №4 Калининской АЭС

Т.В. Гусева, С.И. Петрунина, С.В. Гуреев

ОАО «НИАЭП», Нижний Новгород, Россия

Введение

безопасность энергоблок вероятностный анализ

Целями выполнения вероятностного анализа безопасности первого уровня (ВАБ-1) на остановленном энергоблоке при внутренних инициирующих событиях являлись:

- оценка и сопоставление уровня безопасности энергоблока с требованиями нормативных документов;

- разработка аналитической модели блока в качестве основы для дальнейшего использования в рамках “текущего ВАБ” анализируемого блока.

При проведении ВАБ-1 анализировалась возможность аварии с повреждением активной зоны реактора и топлива в бассейне выдержки (БВ).

При оценке надежности систем безопасности и определении вероятностей реализации аварийных последовательностей анализировались потенциально возможные зависимости между элементами, каналами и системами.

При выполнении ВАБ проводился анализ надежности персонала. Рассматривались ошибки персонала, совершаемые до начала аварии, способные привести к блокировке активных элементов систем безопасности (СБ), а также ошибки персонала при аварийном управлении установкой. В частотах инициирующих событий учитывались ошибки персонала, инициирующие аварийную ситуацию.

Выполнен анализ значимости инициирующих событий, аварийных последовательностей, систем, элементов установки и действий персонала.

Проведен анализ чувствительности результатов ВАБ к изменению частот инициирующих событий и показателей надежности элементов систем и персонала.

Выполнен количественный анализ неопределенности вероятностных показателей безопасности, обусловленной неопределенностью используемых в расчетах характеристик надежности оборудования, частот инициирующих событий и вероятностей ошибок персонала.

Выбор эксплуатационных состояний блока, инициирующих событий аварий

Задача определения полного перечня эксплуатационных состояний (ЭС) решается на основе анализа эксплуатационных режимов и переходов между ними и включает в себя следующие этапы:

- определение границ, отделяющих режимы эксплуатации энергоблока на мощности, от стояночных режимов эксплуатации;

- определение видов останова энергоблока, которые рассматриваются в ВАБ для стояночных режимов;

- определение полного перечня режимов эксплуатации и переходов между ними для различных видов останова энергоблока.

Рассмотрение каждого эксплуатационного режима в качестве отдельного ЭС приводит к уменьшению продолжительности ЭС. Это в свою очередь снижает значение частоты повреждения активной зоны вследствие игнорирования имеющих низкую частоту ИС, рассчитанных с учетом продолжительности ЭС. Поэтому с целью сокращения объема анализа и исключения «отброса» ИС низкой частоты, осуществляется объединение режимов и переходов между ними для формирования ЭС, для которых были бы одинаковы следующие характеристики энергоблока:

- пределы изменения параметров реакторной установки (РУ) (температуры, давления, уровня теплоносителя в реакторе);

- плотность РУ;

- состояние и конфигурация систем нормальной эксплуатации;

- состояние и конфигурация систем безопасности;

- параметры РУ с точки зрения хрупкой прочности корпуса реактора,

- критерии успеха СБ;

набор инициирующих событий (ИС), который может возникать в конкретном ЭС.

Режимы могут объединяться в одно ЭС, когда не все отмеченные выше характеристики энергоблока совпадают. В этом случае для рассматриваемого ЭС принимаются наиболее консервативные характеристики.

В качестве исходной информации при выполнении работы использовались [1] и [2]. При выполнении работы учитывались руководства МАГАТЭ [3,4] и опыт выполнения ВАБ стояночных режимов для блоков 1,2 Нововоронежской АЭС и АЭС блока 2 Ленинградской АЭС.

При выполнении ВАБ-1 остановленного реактора блока № 4 Калининской АЭС были рассмотрены следующие виды останова энергоблока:

- плановый останов для проведения перегрузки с частичной выгрузкой топлива из реактора в бассейн выдержки;

- плановый останов для проведения перегрузки с полной выгрузкой топлива из реактора в бассейн выдержки;

- останов для ремонта оборудования петель ГЦК с переходом на схему ремонтного расхолаживания без разборки реактора.

Перечень ЭС при останове энергоблока на перегрузку с частичной и полной выгрузкой топлива представлен в таблице 1, при останове энергоблока на ремонт оборудования петель ГЦК - в таблице 2.

Таблица 1 Перечень ЭС при останове энергоблока на перегрузку с частичной и полной выгрузкой топлива

Таблица 2 Перечень ЭС при останове энергоблока на ремонт оборудования петель ГЦК

В качестве источников радиоактивности при разработке ВАБ остановленного реактора рассматривается ядерное топливо в активной зоне реактора и в бассейне выдержки.

Определение перечня групп ИС для отдельных ЭС включает в себя следующие этапы:

- анализ перечня групп ИС для ВАБ при работе энергоблока на мощности с целью выявления ИС, которые могут возникать в соответствующих ЭС,

- определение ИС, которые характерны только для определенных ЭС;

- объединение оставшихся после исключения ИС в группы.

При составлении перечня ИС и для его последующего анализа были использованы следующие источники информации:

- инициирующие события из ВАБ работы энергоблока на номинальном уровне мощности [5];

- перечень ИС в стояночных режимах для АЭС с ВВЭР-1000, рекомендованный МАГАТЭ [4Ошибка! Закладка не определена.];

- перечни ИС, определенные в ранее выполненных ВАБ стояночных режимов для АЭС с ВВЭР;

- сведения об инцидентах в период остановки энергоблоков с ВВЭР-1000 [6].

Группирование ИС позволяет сократить число разрабатываемых вероятностных моделей - деревьев событий (ДС) и упростить выполнение дальнейших анализов. Для каждой группы ИС разрабатывается и рассчитывается одно ДС для каждого, или для нескольких ЭС. Частота ИС конкретной группы определятся как сумма частот составляющих группу компонентов.

ИС, выбранные для последующего количественного анализа, объединяются в группы по совокупности следующих характеристик:

- все события в одной группе вызывают идентичную реакцию энергоблока;

- набор выполняемых функций безопасности одинаков;

- критерии успеха систем, функционирование которых обеспечит достижение безопасного состояния блока, одинаковы;

- одинаковые специальные условия: работоспособность или неработоспособность систем вследствие зависимого отказа от ИС, ввод систем в действие персоналом или автоматический запуск и работа данных систем и т.д.

Перечень групп ИС, а также ЭС, в которых рассматривались данные группы, представлены в таблице 3.

Таблица 3 Перечень групп ИС и ЭС, в которых рассматривались данные группы

Анализ исходных данных и определение параметров

где л - средняя частота инициирующего события (группы ИС), 1/ год;

R - количество ИС за время Т;

Т - суммарная наработка энергоблоков во всех режимах за период наблюдения, год.

Оценка частот групп ИС для рассматриваемых ЭС выполняется по формуле, которая учитывает распределение частот по видам останова :

(2),

где Fij(k) - частота возникновения i-ой группы ИС в j-ом ЭС при k-ом виде останова энергоблока (l/год);

л_k - количество остановов k-ro вида, отнесенное к четырехлетнему периоду эксплуатации;

Fi - частота возникновения i-ой группы ИС, определенная с использованием опыта эксплуатации (l/год);

Tj(k) - длительность j-ro ЭС, в котором возможно возникновение i-ой группы ИС, при k-ом виде останова энергоблока (ч).

Значение лk для остановов на перегрузку с частичной выгрузкой топлива из реактора в БВ для топливного цикла длительностью 12 месяцев составит 0,75, для остановов на перегрузку с полной выгрузкой топлива из реактора в БВ - 0,25.

В качестве остановов для ремонта рассматриваются остановы для ремонта оборудования петель ГЦК (ремонта ГЦН или ПГ), в которых выполняется дренирование первого контура и переход на схему ремонтного расхолаживания при минимальном уровне теплоносителя в реакторе. В соответствии с информацией, представленной Калининской АЭС, среднее время простоя энергоблоков № 1, 2, 3 из - за внеплановых ремонтов за последние 5 лет (с 2003 по 2007 гг..), составило 243 ч. Таким образом, значение лk для остановов на внеплановый ремонт составляет 0,03.

В качестве исходных данных по надежности оборудования в части независимых отказов использовались данные, основанные на статистической информации по надежности оборудования на Балаковской АЭС и данные МАГАТЭ для АЭС с реакторами ВВЭР [7,8].

Для учета зависимостей, обусловленных однотипностью конструкции, выполняемыми оборудованием функциями, общностью места расположения, выполнен анализ отказов по общей причине.

При разработке деревьев отказов для определения групп элементов, подверженных отказам по общей причине, использовались следующие принципы:

При выполнении анализа использована модель множественных греческих букв (MGL-модель) и использована база данных, разработанная в США [9,10], а также учтены рекомендации, приведенные в [11].

При моделировании аварийных последовательностей и систем был определен перечень действий персонала, учитываемых в ВАБ остановленного реактора, в том числе доаварийных действий, способных блокировать работу элементов или каналов систем, и действий персонала при управлении аварией.

Надежность действий персонала оценивалась по методике THERP [12].

В оценках учитывались формирующие поведение персонала факторы: квалификация, уровень стресса в авариях, а также факторы контроля и восстановления (исправления) ошибок с учетом штатной численности персонала на пульте и зависимостей в действиях персонала.

Для различных эксплуатационных состояний установки располагаемое время на выполнение одних и тех же действий персонала может различаться. При проведении количественного анализа надежности персонала выбиралось наименьшее из располагаемых времен.

После определения количественных показателей надежности персонала был проведен анализ зависимостей между ошибками персонала.

Результаты ВАБ-1

Расчет частоты повреждения активной зоны и топлива в БВ проводился для аварийных последовательностей, имеющих значение вероятности более чем 10^-12 на реактор в год.

В результате проведенных в настоящем ВАБ расчетов и учитывая тот факт, что частота реализации остановов на перегрузку с частичной выгрузкой топлива из реактора в БВ за четырехлетний цикл составляет 0,75, с полной выгрузкой топлива - 0,25, остановов на ремонт петель ГЦК - 0,03, значение частоты повреждения активной зоны реактора и топлива в БВ для блока №4 Калининской АЭС оценивается величиной 4,8·10^-6 на реактор в год для остановов на перегрузку с частичной выгрузкой топлива, величиной 1,6·10^-6 на реактор в год для остановов на перегрузку с полной выгрузкой топлива, величиной 1,85·10^-7 на реактор в год для останова на ремонт петель ГЦК.

Таким образом, суммарная вероятность повреждения активной зоны и топлива в БВ остановленного реактора для всех рассматриваемых в настоящем ВАБ видов останова, оценивается величиной 6,6·10^-6 на реактор.

В таблице 4 представлены значения относительных вкладов от отдельных ЭС в среднее значение частоты повреждения активной зоны (ПАЗ) для рассматриваемых видов останова энергоблока.

Таблица 4 Вклады от ЭС в частоту ПАЗ

Анализ вкладов в частоту ПАЗ от различных категорий событий проведен для всех видов остановов. Распределение относительных вкладов от различных категорий событий в частоту ПАЗ для останова на частичную (полную) перегрузку представлено в таблице 5 и на рисунке.

Таблица 5 Значения частот и вклады отдельных категорий ИС в частоту ПАЗ и топлива в БВ при останове энергоблока на перегрузку с частичной (полной) выгрузкой топлива

Выводы

Для проведения количественной оценки безопасности использованы полученные при выполнении ВАБ значения суммарных по всем ИС и всем ЭС, значения частот повреждения активной зоны и топлива в БВ, вклады в них от отдельных ИС, аварийных последовательностей, оборудования и элементов, отказов по общей причине и ошибочных действий персонала, а также результаты анализов неопределенностей, значимости и чувствительности.

В результате проведенных в настоящем ВАБ расчетов и учитывая тот факт, что частота реализации остановов на перегрузку с частичной выгрузкой топлива из реактора в БВ за четырехлетний цикл составляет 0,75, с полной выгрузкой топлива - 0,25, остановов на ремонт петель ГЦК - 0,03, значение частоты повреждения активной зоны реактора и топлива в БВ для блока №4 Калининской АЭС оценивается величиной 4,8·10^-6 на реактор в год для остановов на перегрузку с частичной выгрузкой топлива, величиной 1,6·10^-6 на реактор в год для остановов на перегрузку с полной выгрузкой топлива, величиной 1,85·10^-7 на реактор в год для останова на ремонт петель ГЦК.

Таким образом, суммарная вероятность повреждения активной зоны и топлива в БВ остановленного реактора для всех рассматриваемых в настоящем ВАБ видов останова, оценивается величиной 6,6·10^-6 на реактор.

Наибольший вклад в значение суммарной частоты ПАЗ вносит режим с остановом на перегрузку с частичной выгрузкой топлива (73 %), что объясняется его высокой частотой реализации. Вклад в суммарную частоту ПАЗ режима с остановом на перегрузку с полной выгрузкой топлива и режима с остановом на ремонт петель ГЦК составляет соответственно 24,2 % и 2,8 %.

При сравнении значения частоты ПАЗ, полученной в настоящей работе - 6,6·10^-6 на реактор в год, со значением частоты ПАЗ, полученной в ВАБ-1 для остановленного реактора энергоблока №3 Калининской АЭС, которое составляет 2,13·10^-5 на реактор в год, видно, что значение суммарной частоты ПАЗ для энергоблока №4 Калининской АЭС в три раза меньше, чем для энергоблока №3. Сравнение результатов ВАБ для данных энергоблоков правомерно, т.к. энергоблок №3 является референтным для энергоблока №4, и выполнение ВАБ для обоих энергоблоков осуществлялось на стадии проекта.

Данный результат достигнут за счет:

- менее консервативного подхода к моделированию по сравнению с моделированием в ВАБ энергоблока №3 Калининской АЭС. В частности, в ВАБ энергоблока №3 Калининской АЭС постулировался вывод в ремонт одного канала СБ во всех ЭС, тогда как в настоящем ВАБ канал СБ выводится в ремонт только в ЭС с перегрузкой топлива (ЭС 6, ЭС6а, ЭС6б). Кроме того, в модели ВАБ энергоблока №4 Калининской АЭС рассматривался автоматический запуск механизмов СБ по защитам САОЗ при температуре в первом контуре 100 ⁰С и выше, тогда как при моделировании в ВАБ энергоблока №3 Калининской АЭС предполагалось, что во всех ЭС защиты САОЗ отключены и запуск всех механизмов осуществляется оператором;

- более корректной оценки ошибок персонала и зависимостей между данными ошибками;

- учета в ВАБ-1 мероприятий по повышению безопасности и эксплуатационной надежности энергоблока №4, а именно:

- мероприятий по замене обратных клапанов на паропроводах перед главным паровым коллектором на электрофицированную арматуру;

- мероприятий по установке в системе подпитки-продувки первого контура насосных агрегатов центробежного типа, не требующих использования предвключенных насосов.

Список литературы

1. Калининская АЭС. Блок №4. Предварительный отчет по обоснованию безопасности АЭС. Арх. № А-84295 пм.

2. Калининская АЭС. Блок № 3. Отчет. Вероятностный анализ безопасности первого уровня для исходных событий на остановленном реакторе. Арх. № А-81691 пм, НИАЭП.

3. Руководство по анализу аварий в стояночных режимах для АЭС с реакторами типа ВВЭР, IAEA-EBP-WWER-09. МАГАТЭ. Июль 1997.

4. Probabilistic safety assessments of nuclear power plants for low power and shutdown modes. IAEA -TECDOC-1144.

5. Калининская АЭС. Блок № 4. Отчет. Вероятностный анализ безопасности. Уровень 1. Арх. № А-85428 пм, НИАЭП.

6. База данных по нарушениям в работе энергоблоков с ВВЭР-1000. НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России.

7. Формирование первичной базы данных на основе обобщенной и станционной информации № 95KL-REP-MOHT-EDF-005.

8. Обоснование уменьшение частоты регламентных проверок оборудования систем безопасности блок 1-4 БалАЭС, НПО НЕОХИМ. Москва, 1997.

9. Формирование первичной базы данных на основе обобщенной и станционной информации № 95KL-REP-MOHT-EDF-005.

10. INEL-94/0064. CCF data collection and analysis system. V.6 - CCF parameter estimations. F.M.Marshall, D.M.Rasmuson, US NRC. 1995.

11. J.K. Vaurio. A procedure for parametric common cause failure assessment proposed for IAEA project, REP/9/005.

12. Руководство по проекту Бета "Вероятностная оценка риска для Калининской АЭС" Задача Ш.M "Оценка вероятностей отказов по общим причинам". Госатомнадзор РФ.

Размещено на Allbest.ru