АЭУ АЭС с ВВЭР. Влияние эксплуатационных факторов на работу конденсатора

 

     6.3 Вероятностная оценка

      6.3.1 Введение, актуальность, цели, принципы и задачи обеспечения

безопасности АЭС.

В связи с тем, что качество и  себестоимость электроэнергии, производимой на АЭС Украины, обеспечивает высокую  конкурентоспособность и приоритет использования АЭС для экономического и социального блага населения, возникает вопрос обеспечения надежности и безопасности при эксплуатации АЭС. 

Несмотря на существенные достоинства, АЭС является потенциально опасным  объектом, что связано, в первую очередь, с наличием мощного радиоактивного излучения в процессе выработки электроэнергии, с накоплением продуктов деления и отработавшего топлива в а.з. ЯР, а также с проблемами очистки, переработки и захоронения всех видов РАО. Кроме того, на практике происходило немало случаев возникновения аварий и аварийных ситуаций, что представляет серьёзную опасность для персонала, населения и окружающей среды.

Поэтому при проектировании, создании и эксплуатации АЭУ одним из главных  и ответственных требований для проектанта-конструктора, технолога, а также для эксплуатационного персонала является обеспечение высокого качества, надёжности и безопасности при эксплуатации оборудования АЭС с целью минимизации аварийных последствий.

Понятие «безопасность АЭС» вытекает из понятия «безопасность промышленного объекта» и соотносится с интуитивно подразумеваемым понятием «безопасность».

В Украине разработан целый ряд  норм и правил, охватывающих все  этапы жизненного цикла АЭС, определены основные критерии, цели и принципы обеспечения безопасности АЭС (в частности, «Общие положения безопасности атомных станций», которые учитывают требования INSAG–3 и других документов МАГАТЭ).

Базовая цель безопасности АЭС достигается  путём реализации радиологической  и технической мер безопасности.

Радиологическая цель – это непревышение установленных санитарными нормами  пределов радиационного воздействия  на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и  проектных авариях.

Техническая цель – это реализация технических и организационных мер, направленных на предотвращение аварий на АЭС и ограничение их последствий. При этом, радиационные последствия аварий, учитываемых в проекте, не должны превышать установленные нормативными документами пределы.

АЭС удовлетворяет требованиям  безопасности, если в результате принятых этих мер в проекте достигнута базовая цель безопасности.

Принципы обеспечения безопасности АЭС подразделяются на фундаментальные  и общие организационно-технические.

К фундаментальным принципам относятся:

- обеспечение культуры безопасности;

-ответственность эксплуатирующей  организации;

-реализация стратегии глубокоэшэлонированной  защиты;

-государственное регулирование  безопасности.

К общим организационно-техническим  принципам относятся:

-управление качеством;

-самооценка безопасности АЭС;

-анализ безопасности;

-ведомственный надзор;

-независимые проверки;

-учёт человеческого фактора;

-обеспечение радиационной безопасности;

-учёт опыта эксплуатации;

-научно-техническая поддержка.

Их задание – выделить необходимые  условия для обеспечения безопасности АЭС. Они выработаны мировым сообществом  и универсальны для всех типов  реакторов. Эти принципы уточняются и дополняются по результатам  опыта эксплуатации и анализа  аварий.

В данной работе проводится вероятностный анализ безопасности исходного события аварии: «Разрыв трубопровода питательной воды».

 

       6.3.2 Методы анализа безопасности АЭС, выбор и обоснование метода

анализа  безопасности для ИСА: «Разрыв трубопровода питательной

воды».

История развития ядерной энергетики имеет различные подходы к  обеспечению безопасности АЭС на всех этапах её жизненного цикла.

Начиная с 70-х годов прошлого столетия, основные усилия по обеспечению безопасности АЭС реализовывались на этапе  проектирования: предусматривались активные и пассивные СБ, САОЗ, было введено разделение ИСА по категориям. Была увеличена значимость человеческого фактора, было начато рассмотрение и учёт тяжёлых аварий с правлением а.з. ЯР (после аварии на АЭС TMI в1979 году США). Было введено понятие  «Культура безопасности», а также «Международная шкала ядерных событий (INES)».

В настоящее время основные принципы и критерии обеспечения безопасности АЭС предусматривают необходимость  качественного и количественного  анализа ИСА с оценкой уровня безопасности АЭС.

Разработано несколько методов  анализа безопасности АЭС, среди  них наибольшее распространение  получили: феноменологический, детерминистский  и вероятностный.

Феноменологический метод –  основан на определении возможности (невозможности) протекания аварийных процессов путём анализа необходимых и достаточных условий, связанных с реализацией определённых законов природы. Этот метод наиболее прост. Применительно к РУ такой метод приемлем, если протекание процессов позволяет с достаточным запасом определять состояние её компонентов. Главным недостатком метода является некорректность получаемых результатов при его применении для случая непростого разветвления аварийных процессов.

Детерминистский метод – рассматривает  вопросы безопасности в рамках проектных аварий и принципа единичного отказа. Детерминистский метод основан на анализе последовательных этапов аварийного состояния, начиная от исходного события аварии и до конечного установленного состояния, с учётом имевших место отказов, деформаций и даже разрушений компонентов. Этот метод применяется на начальном этапе создания АЭС, так как для проведения анализа безопасности на стадии проекта АЭС выбирается ограниченный перечень основных (наиболее характерных) ИСА для конкретного типа ЭБ. Данный метод анализа позволяет наглядно оценить работу СБ в случае возникновения отказов оборудования или ошибок персонала, уменьшить риск отказа оборудования и выявить факторы, определяющих ход аварийного процесса. К основным недостаткам ДМА относятся: трудность создания математических моделей, возможность упустить данный путь протекания аварии, применение лишь принципа единичного отказа, результаты ДМА являются лишь качественными. Принцип единичного отказа – принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем её работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного из активных или пассивных элементов, имеющих механические движущие части.

         Вероятностный  метод – рассматривает вопросы безопасности в рамках запроектных аварий и принципа отказа по общей причине. Этот метод основан на количественной и качественной оценке вероятности возникновения и путей развития аварий, а также для определения частот повреждения активной зоны реактора и

предельного выброса  и оценки радиационного  воздействия на население.

Основной принцип ВАБ состоит  в следующем:

· Выделять не то, что есть, а то, что может быть при развитии аварии;

· Количественная оценка случайных событий,  т.е. отказов и АП,  которые

   связаны с возникновением  и протеканием аварии.

Таким образом, основой ВАБ является системный анализ всевозможных сценариев  развития аварий за счёт последовательного  исследования аварий и их путей протекания, начиная от их ИСА, с учётом функционирования всех технических средств и СБ, участвующих в локализации процесса, а также действий персонала. Эти факторы дают главное преимущество данного метода анализа. Кроме того, важным обстоятельством при выборе метода анализа безопасности  следует считать то обстоятельство, что это метод количественной оценки.

Поэтому в данной работе для выполнения анализа безопасности  применяется  метод ВАБ, поскольку на вероятностной  основе можно наиболее полно выявить, спрогнозировать и оценить возможные  пути развития аварийных событий, а также произвести качественную и количественную оценку всевозможных последствий этих событий и методов их предупреждения.

 

       6.3.3 Описание аварийного режима. ИСА : Разрыв трубопровода питательной воды

Авария, связана  с нарушением охлаждения а.з. ЯР. В качестве примера такой аварии является разрыв трубопровода питательной воды. Рассматривается два варианта аварии, отличающихся как характером протекания, так и конечным состоянием.

Вариант-1.  Мгновенный разрыв трубопровода питательной воды по всему сечению между ПГ и обратным клапаном ТХ41(42,43,44)S04.

Вариант-2. Разрыв трубопровода питательной воды до обратного  клапана ТХ41(42,43,44)S04.

Рассмотрим  первый вариант.

При возникновении  разрыва трубопровода питательной  воды оперативный персонал обязан определить характер аварии и взять ситуацию под свой контроль.

 

       6.3.4 Основные признаки аварии

Характерные признаки нарушения нормальной работы РУ:

1) Резкое снижение давления в аварийном ПГ-1(2-4) и в ГПК, УВС.

2) Резкое возрастание расхода питательной воды на ПГ1(2-4) (более 2000м³/час)-RL71(72,73,74)F01, УВС.

3) Отключение ГЦН1(2,3,4) аварийной петли защитой по перепаду на обратном клапане ТХ50(60,70,80)S07.

Срабатывание  табло сигнализации:

- «Защита ГЦН-1(2,3,4)».

4) Срабатывание  АЗ по сигналу:

- «ΔТs≥75⁰C, Р_2к≤50кг/см²».

5) Посадка БЗОК  аварийного ПГ-1(2,3,4), ТХ50(60,70,80)S06.

6) Срабатывание  каналов СБ от автоматики ступенчатого  пуска по сигналу «ΔТs≥75⁰C, Р_2к≤50 кгс/см², Т_1к≥200⁰C».

7) Повышение  давления под оболочкой, срабатывание защит каналов СБ по сигналу «Р_{под обол} >0,3 кгс/см²»

       6.3.5 Описание переходного процесса:

   1) В результате разрыва трубопровода  питательной воды, например, в месте  пристыковки к патрубку ПГ1(2,3,4), происходит двустороннее истечение  с резким снижением давления пара в ПГ1(2,3,4) и в ГПК, УВС.

   2) Резко возрастает  расход питательной воды на  ПГ-1(2,3,4) (более 2000м³/час). Снижается давление в трубопроводе питательной воды, в коллекторе за ПВД, ТПН начинают нагружатся - УВС.

   3) В течение  первых 3-4 с с момента начала отказа срабатывают блокировки YBF04 и перепад давления на обратном клапане ТХ50S07(ТХ60,70,80S07)<-2 кгс/см², вызывающие следующие действия:

 

ПГ-1:	1YBF04:	Отключение ГЦН-1, закрытие с запретом открытия RL71S01,02,03,04; ТХ11S05.
	2YBF04:	Закрытие с запретом открытия.
ПГ-2:	1YBF04:	Закрытие с запретом открытия RL72S01,02,03,04 и ТХ13S05
	3YBF04:	Отключение ГЦН-2, закрытие с запретом открытия ТХ31S02
ПГ-3:	1YBF04:	Закрытие с запретом открытия RL73S01,02,03,04 и ТХ14S05
	3YBF04:	Отключение ГЦН-3, закрытие с запретом открытия ТХ32S02
ПГ-4:	1YBF04:	Закрытие с запретом открытия RL74S01,02,03,04 и ТХ12S05
	2YBF04:	Отключение ГЦН-4 и закрытие с  запретом открытия ТХ22S02

4) В  пределах 5-10 с с момента начала отказа срабатывает разрывная защита второго контура "DTs ³ 75 ^oC, Р2к £ 50 кгс/см², Т1к ³ 200 ^oC".

5) Срабатывает  АЗ РУ по факту "Разрыва  2 контура".

6) Срабатывает  АСП каналов СБ по факту  "Разрыва 2 контура" с запуском  механизмов каналов СБ в соответствии  с 1 программой (Т1к>70^оС) .            7) Открываются ТХ50(60,70,80)S09,10,11 и в пределах 4-10 с происходит посадка БЗОК ТХ50(60,70,80)S06.

При достижении в ГПК давления 52кгс/см² происходит посадка СК ТГ, SЕ11-14S01.

   8) Наблюдается рост давления в  гермооболочке.

      a) Cрабатывают табло сигнализации:

• "Давление под оболочкой больше 0,003кгс/см²".
• "Давление под оболочкой больше 0,3кгс/см²".
• "Давление под оболочкой больше 0,2кгс/см²".
• "Ступенчатый пуск", "Запуск II, III, Y, YI ступеней".