Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Устойчивость атомных станций к тяжелым авариям есть качество, гарантирующее непревышение приемлемого риска при эксплуатации АЭС с учетом возможных аварий. Разработано несколько методов оценки риска, среди которых наибольшее признание получили три следующих метода.
Феноменологический метод, основанный на определении возможности или невозможности протекания аварийных процессов из анализа необходимых и достаточных условий, связанных с реализацией тех или иных законов природы (физико-химических закономерностей). Этот метод наиболее прост при его применении, но дает надежные результаты, если защитные средства ЯЭУ построены на использовании законов природы (т.е. спокойных проявлений сущности явлений) вдали от границ резкого изменения состояний веществ. Иными словами, если протекания процессов в РУ позволяют с достаточным запасом определять состояние ее компонентов. Феноменологический метод хорош при определении сравнительного потенциала безопасности ЯЭУ различных типов. Недостатком этого метода является то, что он мало подходит для анализа разветвленных аварийных процессов, развитие которых определяется надежностью тех или иных элементов и систем ЯЭУ или ее средств защиты.
Детерминированный метод подразумевает анализ последовательности этапов аварийного состояния от исходного события через предполагаемые стадии отказов, деформаций и разрушения компонентов до конечного установившегося состояния системы. Ход аварийного события предсказывается методами математического моделирования, имитируется сложными расчетными методами. Моделирование аварийных процессов стараются проводить максимально приближенным к реальным условиям эксплуатации. При отсутствии возможности точного моделирования используются консервативные модели, позволяющие учесть маловероятные и наихудшие последствия.
При использовании детерминированного метода учитываемые в проекте ЯЭУ события выбираются таким образом, чтобы охватить диапазоны наиболее вероятных исходных событий аварий, приводящих к нарушению безопасности. Этот метод используется для подтверждения того, что поведение ЭБ и СБ в процессе аварии удовлетворяет соответствующим проектным требованиям безопасности. Детерминированный метод основывается на инженерном анализе хода развития аварий и их потенциальных последствий. Преимущества детерминированного метода анализа безопасности: наглядность;
психологическая приемлемость;
позволяет выявить основные факторы, определяющие ход аварийного процесса.
Недостатки детерминированного метода:
реальная возможность упустить из вида ряд важных цепочек развития аварийных процессов:
трудности отыскания адекватных математических моделей сложным аварийным процессам;
острая необходимость создания и совершенствования математических моделей аварий;
необходимость проведения дорогостоящих сложных в реализации экспериментов для тестирования расчетных программ.
Детерминированный метод является сейчас основным в определении уровня безопасности конкретных энергоблоков в рамках существующих нормативных документов.
В состав проектной документации входят тома технического обоснования безопасности РУ (ТОБ РУ) и станции в целом (ТОБ АЭС), включающие в себя анализ безопасности на основании перечней исходных событий, принятых для каждого типа РУ.
Вероятностный метод анализа безопасности атомных станций (ВАБ АЭС) представляет собой системный анализ безопасности атомных станций, который позволяет выявить основные источники аварий, разработать необходимые средства и мероприятия для достижения приемлемого значения безопасности на проектной стадии и поддержания его достигнутого уровня при эксплуатации АЭС.

Цели ВАБ АЭС:
определение множества возможных состояний АЭС, которые могут возникнуть при ее эксплуатации в результате реализации различных аварийных событий, вызванных отказами оборудования, ошибочными действиями персонала или внешними по отношению к АЭС воздействиями;
выделение подмножества состояний с нарушением установленных в проекте пределов безопасности, определение для каждого такого такого состояния размеров последствий или степени нарушения безопасности, выполнение классификации состояний в зависимости от тяжести последствий аварии;
разработка детальных вероятностных моделей и аварийных последовательностей для состояний с нарушением безопасности;
расчет оценок вероятностей реализации аварийных последовательностей (АП) с нарушением безопасности;
определение для каждой группы состояний с нарушением безопасности доминантных АП, вносящих наибольшие вклады в суммарные вероятности их реализации, определение причины (отказы оборудования и систем, межсистемные зависимости, отказы по общей причине, ошибочные действия персонала, недостатки ТОиР, внешние воздействия) реализации доминантных АП и выработка решений о необходимости разработки мер по их устранению;
сравнение различных вариантов предлагаемых проектных решений и выбор оптимального варианта структуры, конструкции, элементной базы, стратегий и регламентов ТОиР, распределения функций между автоматическим и автоматизированным управлением при авариях, защиты против зависимых отказов (отказов по общей причине), определение пределов и условий безопасной эксплуатации АЭС;
определение основных АП, являющихся источниками риска, и обоснование для разработки технических средств и инструкций (включая системы поддержки оператора) по управлению тяжелыми авариями, в том числе и для разработки плана защиты населения при их возникновении; эти последствия могут рассматриваться как сценарии для выполнения детализированных анализов аварийных процессов с целью определения основных параметров тяжелых аварий;
определение направления для разработки новых проектных решений по повышению безопасности;
оценка уровня детерминированных принципов обеспечения безопасности, изложенных в действующей НТД, и определение условий их эффективного применения и дальнейшего совершенствования;
формирование требований к надежности и эффективности вновь разрабатываемого оборудования, важного для безопасности атомных станций.
ВАБ АЭС представляет собой итеративный процесс, который может включать в себя несколько стадий, различающихся между собой по объему, содержанию и глубине выполняемых анализов.
В зависимости от содержания, целей и возможного использования различают четыре уровня ВАБ: нулевой уровень - ВАБ-0; первый уровень - ВАБ-1; второй уровень - ВАБ-2; третий уровень - ВАБ-3.
ВАБ-0 содержит качественный и количественный анализ надежности важных для безопасности атомных станций систем и оборудования, включая анализ и оценку влияния персонала, анализ внешних и внутренних воздействий и отказов по общей причине на выполнение функций безопасности. Целью ВАБ-0 является анализ и обоснование проекта АЭС действующими НТД по безопасности и принятыми в проекте принципами и количественными критериями, характеризующими достижение и поддержание требуемого уровня надежности важных для безопасности систем, а также составление перечня исходных событий (ИС) для анализа аварий и выполнения ВАБ других уровней.
Результаты ВАБ-0 используются для выбора оптимальных по структуре и элементной базе систем, регламентам их ТОиР, компоновке, защите от внешних и внутренних воздействий, отказов по общей причине и ошибочных действий персонала, для разработки классификации систем и оборудования, назначения требований к оборудованию и других целей. ВАБ-0 должен выполняться совместно с разработкой проектов систем и оборудования.
ВАБ-1 содержит разработку вероятностных моделей аварий с повреждением источников, содержащих ядерное топливо и радиоактивные вещества. По этим моделям оценивается количество выделяющихся при их повреждении в помещениях АЭС радиоактивных продуктов, определяются причины и значения вероятностей (частот) таких событий.
ВАБ-2 содержит разработку вероятностных моделей поведения системы локализации при авариях, определение состава и количества выбрасываемых в окружающую среду радиоактивных веществ (размеров выброса) и оценку вероятностей (частот) реализации таких событий.
ВАБ-1 и ВАБ-2 разрабатываются в две стадии: на стадии технического проекта и на стадии ввода АЭС в промышленную эксплуатацию.
Содержанием ВАБ-3 является анализ распространения выбрасываемых с АЭС радиоактивных веществ в окружающую среду, оценку создаваемых на местности доз облучения населения, расчет комплексных показателей безопасности, включая оценку риска от АЭС. ВАБ-3 выполняется для перечня запроектных аварий, составленного по результатам выполнения ВАБ-2. Результаты ВАБ-3 используются для разработки плана защиты населения при тяжелых авариях. ВАБ-3 выполняется на стадии ввода АЭС в промышленную эксплуатацию.
Этапы проведения ВАБ АЭС
Рис. 2.6. Этапы проведения ВАБ АЭС

Методологической основой выполнения ВАБ АЭС является широко применяемая в мировой практике методология деревьев событий и деревьев отказов. Вероятностные модели безопасности атомных станций представляют собой функциональные и (или) системные деревья событий, разрабатываемые для определения полных множеств возможных состояний с повреждением источников, содержащих радиоактивные вещества.
Для разработки вероятностных моделей безопасности выполняются следующие этапы, представленные на рис. 2.6.
К недостаткам метода ВАБ АЭС следует отнести:
ограниченность сведений по функциям распределения параметров;
неопределенность статистических данных по отказам оборудования и персонала;
ограниченность доверительности получаемых оценок риска из-за упрощенных расчетных схем моделей процессов.
И все же ВАБ как метод анализа безопасности атомных станций признается теперь одним из основных и наиболее подходит как действенный инструмент проектирования ядерной энергетической установки ближайшего будущего, для которых отказы оборудования и ошибки персонала являются основными причинами тяжелых аварий.
В заключение здесь следует особо подчеркнуть, что весьма эффективным и перспективным является использование сочетаний перечисленных выше методов анализа риска: детерминистско-феноменологического (анализ аварий в предположении отказа крупных групп оборудования) и вероятностно-детерминистского, включающего последовательное и по возможности детальное рассмотрение различных цепочек развития аварийных процессов с отбрасыванием тех из них, вероятность которых в конкретных условиях протекания аварии признается пренебрежимо малой. При этом рекомендуется консервативный способ оценки вероятностей отказов оборудования или защиты системы: если какое-либо аварийное событие носит вероятностный характер, но доверительная оценка его вероятности отсутствует, то целесообразно считать такое событие происшедшим.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.