Вероятностный анализ безопасности аэс. Вероятностный анализ безопасности как основа для принятия решений по управлению радиационным риском от аэс. Научная новизна работы

Специалисты в области ядерной энергетики различают понятия надежности и безопасности ЯЭУ.

Надежность ЯЭУ – это ее свойство вырабатывать полезную энергию (тепловую, электрическую, механическую) требуемых параметров по заданному графику нагрузки в допустимых для нормальной эксплуатации радиационных условиях при заданной системе технического обслуживания и ремонтов оборудования.

Безопасность ЯЭУ – это ее свойство обеспечивать с помощью технических средств и организационных мер непревышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и проектных авариях, т.е. таких авариях, против которых в проекте предусмотрена специальная защита.

Как видно из приведенных определений, надежность и безопасность, являясь свойствами, должны обеспечивать определенные потребительские качества ЯЭУ. Если безопасность обеспечивает только недопущение ущербов (в том числе и для населения),то надежность ЯЭУ обеспечивает также и экономичность эксплуатации ЯЭУ. Поскольку обеспечение безопасности ЯЭУ требует затрат (имеет определенную цену), то оно неизбежно приходит в противоречие с экономическими показателями ЯЭУ. Двойственность целей при обеспечении надежности ЯЭУ – с одной стороны, обеспечить экономичность, а с другой – безопасность ЯЭУ, делает свойство надежности ЯЭУ определяющим.

Обеспечению НиБ ЯЭУ с самого начала развития ядерной энергетики уделялось значительное внимание. Ответственные и квалифицированные специалисты всегда понимали важность этих свойств ЯЭУ и старались его обеспечить с запасом (иногда в ущерб экономичности). Достаточно привести пример с Первой в мире АЭС в г. Обнинске, пятидесятилетие которой было отмечено в июне 2004г. Основные ее системы за все время эксплуатации не выработали свой ресурс.

За время существования ядерной энергетики выработались определенные система и культура обеспечения НиБ ЯЭУ как сложных и потенциально опасных технических систем. Все важные для безопасности элементы и устройства дублируются (элементное резервирование), контроль состояния и режимов работы ЯЭУ осуществляется по многим параметрам приборами, использующими разные физические явления и принципы действия (функциональное резервирование). Все важные системы обслуживаются и ремонтируются по строго определенным графикам с последующим контролем качества. Такому важному фактору как квалификация и дисциплина обслуживающего персонала, уделяется самое серьезное внимание.

Заметим, однако, что абсолютно надежных технических систем в природе не существует. Если бы можно было создать такую систему, то можно смело утверждать, что она была бы и абсолютно бесполезной, т.к. весь положительный эффект от нее ушел бы на обеспечение ее собственной надежности. Это утверждение справедливо и для ЯЭУ. Поэтому на случай отказов оборудования предусматриваются системы, обеспечивающие их безопасность. Эти системы также могут отказывать. Поэтому они резервируются по тем же принципам, что и основное оборудование ЯЭУ.

Комплексное решение задачи по обеспечению НиБ ЯЭУ невозможно без их количественной оценки. Всегда нужен количественный критерий, определяющий достаточность принятых мер. Разработкой и применением специфических количественных методов оценки показателей НиБ ЯЭУ занимается большое число квалифицированных специалистов, основные усилия которых направлены на обеспечение необходимых точности и достоверностиоценок. Поскольку по своей природе отказы оборудования являются случайными событиями, то разработана и используется специальная технология оценок показателей НиБ ЯЭУ, имеющая специальное название – вероятностный анализ безопасности (ВАБ) . ВАБ представляет собой системный анализ причин возникновения, всевозможных путей развития и последствий аварий на ЯЭУ с использованием широкого спектра физических, теплотехнических методов, механики разрушения и ряда других, дополненных анализом надежности средств обеспечения безопаснос, а также новейших достижений теории вероятности, математической статистики, теории случайных процессов, алгебры логики и других.

В процессе проведения ВАБ обычно выделяют несколько основных этапов. ВАБ уровня 0 – оценка интенсивности исходных событий аварий и анализ надежности систем безопасности. ВАБ уровня 1 – анализ аварийных процессов, которые могут привести к разрушению активной зоны, основных причин разрушения и частоты их возникновения. ВАБ уровня 2 предусматривает анализ теплофизических и химических процессов плавления активной зоны. Определяются возможные виды отказов защитной оболочки. Рассматриваются процессы выделения р/а продуктов из топлива, распространения их в пределах защитной оболочки и выхода за предусмотренные границы локализации. Результатом анализа является верочтностное распределение выбросов с различным количеством радиоактивных продуктов в окружающую среду. ВАБ уровня 3 посвящен анализу распространения радионуклидов в окружающей среде и воздействие их на население. При этом также учитываются экономические последствия аварий.

Основным понятием, которым оперируют при проведении ВАБ ЯЭУ, является риск . Это понятие является синтетическим и учитывает как неопределенности во времени появления и масштабах проявления нежелательных событий, так и ущерб от них. Интуитивное понимание риска всегда связывается с вероятностной природой событий. Если наступление или ненаступление неблагоприятного события в данных конкретных условиях предопределенно, то о риске говорить бессмысленно. В первом случае необходимо принимать меры по предотвращению события, которое обязательно наступит, если не изменить условия, приводящие к его появлению. Если событие определенно не наступает, то нет необходимости включать его в рассмотрение. Если случайное событие не приводит к ущербу, то интуитивно ясно, что его тоже можно не принимать во внимание при оценке риска, т.к. в этом случае просто нечем рисковать.

Количественной мерой риска R принято считать следующую математическую конструкцию:

где N – число рассматриваемых событий;

0 < Р i < 1 – вероятность наступления i-го события;

С i – ущерб от i-го события, если оно наступит.

Входящие в правую часть записанного равенства величины должны удовлетворять следующим условиям:

1) ущербы С i должны измеряться в одних и тех же единицах;

2) рассматриваемые события должны быть несовместны, т.е. наступление одного из них должно означать, что остальные (или любые сочетания из них) не наступили;

3) система рассматриваемых событий должна быть полной, т.е. должна включать в себя всю совокупность ситуаций, которые в принципе могут произойти на ЯЭУ (в том числе и ситуацию нормальной эксплуатации).

Последнее условие означает, что в рассмотрение должны быть включены и ущербы (облучение персонала в пределах норм, материальные затраты на противоаварийные мероприятия и др.), которые неизбежно возникают также и при нормальной эксплуатации ЯЭУ. Формально условие 3) записывается так:

.

Тогда риск R есть ни что иное, как среднее значение ущерба от работы ЯЭУ в данных конкретных условиях.

Часто рассматривают условный риск , т.е. риск только от неприятных событий на ЯЭУ, при условии, что какое-либо из них произошло. Условный риск R ус может быть вычислен по формуле

,

где считается, что событию нормальной эксплуатации присвоенномер N итогда .

Построение системы событий, по которой оценивается риск от ЯЭУ – сложный итерационный процесс. В него на разных стадиях проведения ВАБ включаются многие специалисты, в том числе экологи, радиобиологи, экономисты, сотрудники регулирующих органов, а также общественность. В странах, где ВАБ для ядерных технологий получил достаточное развитие, участие общественности в построении наиболее полной системы событий для оценки риска считается естественным и только приветствуется. Это гарантирует, что при проведении ВАБ ЯЭУ какие-либо важные детали при оценке риска не будут упущены, а также повышает уверенность правительственных учреждений в том, чтоих решении по развитию и/или модернизации ядерных технологий будут поняты общественностью правильно. Успех ВАБ ЯЭУ может быть достигнут только в случае, когда система событий, для которой должен оцениваться риск от ЯЭУ, принята всеми заинтересованными сторонами. Достоверная оценка вероятностей неблагоприятных событий при анализе риска является основной задачей при расчёте количественных показателей надежности ЯЭУ.

Следует отметить, что важнейшим в обеспечении НиБ ЯЭУ является человеческий фактор. Как уже отмечено выше, по оценкам специалистов примерно 70% крупных инцидентов на ЯЭУ или произошли из-за ошибок персонала, или сопровождались ими. Однако как раз учет вероятностей ошибок человека наиболее труден при проведении ВАБ . Второй трудностью является получение достоверных исходных данных по показателям надежности отдельных элементов и узлов ЯЭУ. У этой трудности есть причины как объективного, так и субъективного характера. Так как обеспечению надежности элементов и узлов ЯЭУ уделяется серьезное внимание и они, как правило, выпускаются малыми сериями или в единичных экземплярах, то статистика по их отказам крайне мала или отсутствует вовсе. Поэтому достоверная оценка показателей надежности таких элементов и узлов, в принципе, нетривиальная задача. Это – объективная причина . К субъективным причинам следует отнести трудности в организации сбора достоверной информации по отказам важных для безопасности элементов и узлов ЯЭУ.

Оценки второй компоненты риска – ущерба – также должны проводиться по определенным правилам. Здесь также есть некоторые проблемы, в том числе и морально-этического характера. Например, требование измерять ущербы от различных неблагоприятных событий в одних и тех же единицах приводит к необходимости введения единой шкалы для экономических и человеческих потерь при анализе последствий возможных тяжелых аварий. Моральные ущербы и неполученные в результате аварии выгоды также требуется измерять в одних и тех же единицах.

В силу изложенного, при проведении ВАБ приходится иметь дело, с одной стороны, с очень малыми величинами (10 -5 -10 -12), характеризующими вероятности отказов ЯЭУ и его элементов и систем, и/или очень большими (10 5 -10 12), характеризующими ущербы от аварий, а с другой – оценки этих величин часто весьма приблизительны.

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Важнейшим звеном анализа безопасности наряду с анализом мер по предотвращению нарушений в работе ЯЭУ является исследование потенциально возможных аварий ситуаций. Аварийная ситуация (авария) характеризуется исходным событием, путями развития и последствиями. В настоящем разделе будут рассмотрены главным образом подходы к анализу

путей развития аварий. В процессе такого анализа для различных исходных событ

достаточность или необходимость принятия дополнительных организационно-технических мер для приведения установки в конечное безопасное состояние.

значения для ключевых параметров и приводящие в результате к единой величине(критерию оценки). Такой анализ безопасности выполняется в соответствии с заранее установленными допущениями по эксплуатационным состояниям и исходным, событиямсогласно специфическому набору требований и критериев приемлемости . Детерминистический анализ может быть как консервативным, так и улучшенной оценки. В рамках детерминистического метода анализа безопасности идентифицируются и анализируютсяпроектные события , охватывающие целый спектр возможныхисходных событий аварий (ИСА), которые могли бы угрожать безопасности энергоблока.Под ИСА понимается событие, приводящее к нарушению нормальной эксплуатации энергоблока и требующее защитных действий для предотвращения (или ограничения) нежелательных последствий.

Основная цель ДАБ - показать, что отклик систем безопасности на проектные события соответствует заранее определенным требованиям как в части характеристик собствен энергоблока, так и в части решения задач безопасности. В детерминистском методе используется инженерно-технический анализ для предсказания хода событий и их последствий.

В сложившейся практике проектирования важнейшим элементом детерминистического подхода является принцип единичного отказа, в соответствии с которым составляется перечень проектных аварий.

Рассмотрим некоторые особенности применения принципа единичного отказа согласно требованиям нормативов.

Анализ системы на соответствие принципу единичного отказа начинается с определения полного перечня исходных событий, рассматриваемых при обосновании безопасности ЯЭУ. При этом в качестве исходного события должно рассматриваться любое, но только единичное нарушение: отказ в системах, внешнее воздействие, ошибочное действие персонала. Возникновение дополнительного исходного события во время протекания аварийной ситуации

	окончательного	выполнения	системами	безопасности
учитываться.
	Так, в качестве исходного события не должен рассматриваться одновременный разрыв
двух трубопроводов независимых петель первого контура установки ВВЭР:
			Исходное событие - единичное			нарушение (не
		рассматриваются независимые разрывы одновременно двух
		трубопроводов)

В то же время, все зависимые от исходного события нарушения на АЭС являются составной частью рассматриваемого исходного события(см. рис.). Так, исходное событие - падение самолета на AЭС - включает разрушение петли второго контура, потерю внешнего электропитания станции, разрушение всех несейсмостойких систем и сооружений.

Исходное событие и зависимый от него отказ канала системы безопасности.

Наряду с исходным событием при анализе аварийной ситуации должен рассматриваться независимый от исходного события дополнительный отказ активного устройства безопасности или пассивного устройства, имеющего механические движущиеся части:

При анализе аварии с разрывом трубопровода первого контура ВВЭР прим дополнительного отказа активного устройства является отказ насоса системы активн впрыска, а пассивного устройства - отказ обратного клапана на трубопроводе подачи воды от гидроаккумуляторов.

Системный детерминистический анализ

Принцип единичного отказа представляет собой один из возможных способов выделения в рамках детерминистического подхода классов вероятных и маловероятных авари исключением последних из числа рассматриваемых. Ограниченность этого принципа при всей

его технической целесообразности состоит в директивно устанавливаемой глубине анализа аварийных ситуаций. В общем случае детерминистический подход предпола последовательное исследование всевозможных путей развития аварий с учетом отказо элементов и систем безопасности, ошибок персонала без ограничения числа рассматриваемых совместных отказов.

В качестве критерия ограничения круга анализируемых аварий выступает их техническая возможность или, другими словами, техническая целесообразность рассмотрения. В рамках такого анализа не рассматриваются последовательности событий, противоречащие известным физическим законам или практически невероятные с позиции этих законов. Последнее должно подтверждаться также многолетним мировым опытом эксплуатации изделий в различны

областях техники. Данный подход обеспечивает полноту учета возможных ситуации и снижает долю субъективизма в решениях по обеспечению безопасности.

В рамках системного анализа для каждой аварийной ситуации рассматрив технически возможные цепочки от исходного события до конечного состояния, отражаются функционирование систем безопасности, действия персонала и оцениваются последствия.

Выявляются		развития	аварийной	ситуации			взаимодействия
закономерностей протекания физических процессов, а также отказов систем безопасности.

Для окончательного выявления возможных отказов по общей причине проводя специальные исследования. При этом тщательно изучаются критические пути развития аварии для выявления специфической зависимости, которая могла остаться незамеченной при первоначальных исследованиях.

уяснить и проанализировать взаимосвязь различных систем, участвующих в обеспечении безопасности, роль и значение персонала в осуществлении защитных мер, выявить возможные отказы по общей причине, «глубину» обеспечения безопасности АЭС.

Выделение важных систем и компонентов, наиболее значимых ошибок имеет большое значение для совершенствования проекта и для подготовки персонала.

Рассмотрим пример аварии с потерей электропитания собственных, нуждразвитие которой выходит за рамки принципа единичного отказа.

На рис. 5.1 представлены некоторые пути развития рассматриваемой аварийной ситуации. По сигналу обесточивания срабатывает аварийная защита реактора, запускаются дизельгенераторы системы аварийного электроснабжения, включается система аварийного отвода тепла и установка переводится в режим расхолаживания.

РИС. 5.1. ПУТИ РАЗВИТИЯ АВАРИИ С ПОТЕРЕЙ ЭЛЕКТРОПИТАНИЯ СОБСТВЕННЫХ НУЖД

(ЕЦ – естественная циркуляция; ПЦ – принудительная циркуляция).

Путь 1	соответствует проектному	протеканию режима,	обеспечивается	при единичном
отказе устройства безопасности и		рассматривается		проектного обосно
безопасности.
Путь 2	характеризуется отказом	системы аварийного	отвода тепла	с принудительной

циркуляцией (ПЦ) охлаждающей воды. Отвод тепла от реактора в этом случае осуществляется (если такая возможность предусмотрена) выпариванием имеющихся запасов воды при естественной циркуляции теплоносителя.

В ядерных энергетических установках с ВВЭР, благодаря запасам воды в горизонтальных парогенераторах, реактор может поддерживаться в безопасном состоянии в течение нескольких часов. В указанное время персонал должен восстановить принудительную циркуляци охлаждающей воды или по меньшей мере восполнить запас воды на выпаривание.

Если в установке не предусмотрен отвод тепла на основе естественной циркуляции(путь 3 ), то возможна переопрессовка реактора или потеря теплоносителя через предохранительные клапаны с последующим расплавлением активной зоны.

Пути 4 и5 характеризуются отказом системы надежного электроснабжения и зависимым от него отказом системы отвода тепла с принудительной циркуляцией охлаждающей воды. В остальном пути4 и 5 близки к путям развития аварии2 и 3 соответственно.

Потенциально возможно развитие аварии без срабатыванияA3 реактора. При несрабатывании A3 и включении системы аварийного отвода тепла за счет разбалан генерируемой и отводимой мощностей происходят разогрев теплоносителя первого контура и рост давления в нем.

В реакторах с развитым свойством самоограничения мощность активной зоны снижается

до уровня мощности, отводимой от реактора. При этом разрушения элементов конструкции
		не происходит. Если отказывает система аварийного отвода тепла
установка		обладает	развитым	свойством самоограничения, то авария			приводит
разрушению активной зоны.
Детерминистический подход способен охватить многие вопросы анализа и обоснования
безопасности ЯЭУ. В то же время остается ряд принципиальных затруднений.
Во-первых,		стремление	выделить	критические		развития

детерминистского системного анализа приводит к необходимости сопоставления, пут характеризующихся различным количеством отказов активных и пассивных устройств, ошибок персонала, т.е. к необходимости их количественного сравнения при отсутствии единой меры осуществимости (возможности) аварий.

К этому следует добавить, что даже два однотипных устройства, имеющих одинаковое назначение, могут существенно различаться по частоте отказов вследствие особенносте конструкции, технологии изготовления, условий эксплуатации. Неготовность системы может существенным образом зависеть от регламента проверок и ремонтопригодности элементов.

Кроме того, в рамках детерминистического анализа возможно рассмотрение только полностью зависимых систем (устройств), когда отказ одной системы неизбежно приводит к отказу другой. В то же время имеют место ситуации, когда несколько однотипных устройств

привлечения вероятностных методов, где вероятность выступает единой мерой возможности осуществления различных событий.

5.2 Вероятностная оценка безопасности

Общие положения

В рамках вероятностного анализа выполняется качественная и количественная оценка безопасности АЭС, состоящая в оценке вероятности возникновения и путей развития ИСА, а

также в определении частот возникновения нежелательных событий(повреждение активной зоны, предельный аварийный выброс радиоактивных веществ, радиационное воздействие на персонал, население и окружающую природную среду). Результаты вероятностного анализа сравниваются с установленными вероятностными критериями безопасности.

Вероятностная оценка безопасности представляет собой системный анализ прич возникновения, всевозможных путей развития и последствий аварий на АЭС с использованием широкого спектра физических, теплотехнических методов, методов анализа прочности конструкций, механики разрушения и ряда других, дополненных анализом надежности средств обеспечения безопасности и вероятностной оценкой развития событий. Последствия аварий для окружающей среды определяются выбросом радиоактивных продуктов за пределы АЭС.

Уровни ВАБ

ВАБ 1-го уровня. Это ВАБ по отношению к целостности второго физического барьера

на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую

среду (оболочка

ВАБ1-го уровня

анализируются последствия

(внутренних исходных событий аварий, внутренних и внешних экстремальных воздействий)

для всех эксплуатационных состояний АЭС(работа реакторной установки на номинальном и

сниженном

мощности, планово-предупредительные

ремонты), которые

привести к повреждению активной зоны(или ядерного топлива в бассейнах выдержки и

перегрузки), оценивается

повреждения

активной

зоны(топлива), анализируется

эффективность

достаточность

систем, оборудования

действий

персонала

предотвращения повреждения активной зоны(топлива). Количественной характеристикой

результатов ВАБ1-го уровня является частота повреждения активной зоны(или частота

повреждения топлива) - ЧПАЗ.

ВАБ 2-го уровня. Это ВАБ по отношению к целостности четвертого

физического

барьера на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ

окружающую среду (герметичная оболочка реакторной установки). В рамках ВАБ 2-го уровня

идентифицируются

причины, источники,

возникновения

радиоактивных

выбросов и оцениваются их величины и частоты. Такой анализ дает дополнительные выводы об

относительной значимости аварии, о защитных мерах и барьерах безопасности, таких как

гермооболочка реактора. Количественная характеристика результатов ВАБ2-го уровня-

частота предельного аварийного выброса(ЧПАВ) радиоактивных веществ и долговременная

целостность герметичных ограждений реакторной установки.

уровня оценивает

последствия

пределами

площадки АЭС

отношению к

аварийным

последовательностям, выявленным

уровня. Целью

анализа является оценка риска радиационного воздействия на население и окружающу природную среду.

Вероятностный анализ применяется для оценки величины риска реализации какой-либо конкретной последовательности событий и ее последствий. Такая оценка может учитывать влияние мер по подавлению или ослаблению последствий аварий на энергоблоке АЭС или на площадке АЭС. Кроме того, вероятностный анализ применяется для оценки профиля риска, выявления любых возможных слабых меств проекте или в эксплуатации, которые могли бы внести чрезмерный вклад в риск. Вероятностный метод может использоваться в качестве дополнительного инструмента при выборе событий, для которых необходимо проведение детерминистического анализа.

требуется повышенное внимание, в то время как внимание к другим областям риска может быть ослаблено. Такая философия находит свое отражение в различных аспектах эксплуатации АЭС. Фактически можно говорить о,томчто применение методологии оценок риска автоматически способствует повышению культуры безопасности, так как соответствует ее определению: внимание распределяется в соответствии со значимостью для безопасности, которая определяется методами ВАБ.

Одним из основных отличий ВАБ от детерминистического анализа безопасности является систематизированный и реалистичный подход к полному анализу последовательностей для широкого спектра исходных событий аварий. Рис. 5.2 иллюстрирует область действия указанных двух инструментов. ВАБ подтверждает, что риск от аварий на АЭС возникает в результате событий вне проектной области, также вследствие множественных отказов, ошибочных действий персонала и внешних опасностей.

РИС. 5.2. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ АНАЛИЗОВ БЕЗОПАСНОСТИ

В целом, для принятия решения по безопасности АЭС с использованием оценок риска применяются следующие результаты ВАБ:

- количественная оценка мер риска (ЧПАЗ, ЧПАВ и др.);

- профиль риска - графическое или численное представление соотношения между значениями риска от отдельных составляющих;

- оценка изменения величин ЧПАЗ, ЧПАВ;

- идентификация и осмысление доминантных вкладчиков в результаты(значимые аварийные последовательности, системы, оборудование, физические процессы, функции безопасности и т.п.);

- идентификация и осмысление источников неопределенности ЧПАЗ, ЧПАВ и их влияния на результаты.

ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ КАК ОСНОВА ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ ПО УПРАВЛЕНИЮ РАДИАЦИОННЫМ РИСКОМ ОТ АЭС

ГНУ ОИЭЯИ-“СОСНЫ”, Минск, Беларусь

В Республике Беларусь основная цель развития топливно-энергетического комплекса определена как «надежное и бесперебойное удовлетворение потребностей всех сфер экономики и населения различными видами энергоресурсов при соблюдении экологических требований, повышение энергобезопасности и снижение энергозависимости страны». С этой целью, в том числе, прогнозируется введение в энергетический баланс страны первого энергоблока АЭС мощностью до 1000 мВт. Среди рассматриваемых к введению типов реакторов лидирующее место занимает ВВЭР-1000.

Основная привлекательность реакторов типа ВВЭР для Беларуси заключается, прежде всего, в распространенности и, следовательно, хорошо изученности, в дешевизне используемого в них теплоносителя-замедлителя (обычно вода) и характеризующиеся относительной безопасности в эксплуатации.

Для страны, существенно пострадавшей в результате аварии на ЧАЭС, вопросы ядерной и радиационной безопасности планируемого объекта атомной энергетики выступают на первый план.

Объективная реальность свидетельствует, что никакие промышленные объекты, использующие источники ионизирующего излучения, в принципе не могут быть абсолютно безопасными, тем более такие крупные как АЭС. Опасность – это внутреннее свойство источника, состоящее в потенциальной способности приносить вред здоровью людей и окружающей среде. Для того чтобы реагировать на ситуации, которые могут быть опасны или сами по себе, или в том случае, когда не предпринимаются никакие необходимые действия, разрабатываются системы безопасности . Такие системы должны генерировать правильные выходные сигналы, предотвращающие опасность или ограничивающие ее последствия и позволяющие лицу, принимающему решение по введению в действие тех или иных мер, четко ответить на вопрос, какая из контрмер должна быть использована. Международный опыт анализа инцидентов на ядерных объектах показывает, что большинство из них были вызваны не каким-нибудь трудноуловим отказом системы, а дефектами, которые можно было предвидеть, если бы на всем жизненном цикле применялся бы систематический подход, основанный на риске. Ясно также, что, несмотря на технологические различия типов реакторов, идеи обеспечения безопасности, необходимые для предотвращения отказов, остаются одними и теми же. Яркое свидетельство тому, анализ самой крупномасштабной аварии в истории атомной энергетики – аварии на ЧАЭС.

В состав Чернобыльской АЭС входили четыре реактора типа РБМК тепловой мощностью 3200 МВт каждый. В 1986 году на 5 АЭС эксплуатировалось 15 реакторов данного типа, именно на таких реакторах базировалась значительной ядерной энергетики СССР. После двух с небольшим лет нормальной эксплуатации 4-й блок нуждался в остановке на плановый ремонт. В процессе остановки ректора проводились экспериментальные испытания одного из турбогенераторов. Целью испытаний являлась проверка возможности использования механической энергии ротора для внутренних нужд энергоблока в условиях обесточивания.

Результаты проведения ВАБ на стадии эксплуатации объекта можно рассматривать в контексте непрерывного повышения безопасности, даже в случае, когда признано, что объект безопасен. В этом случае, организации, ответственные за проектирование и эксплуатацию должны стремиться с помощью непрерывного выполнения элементов ВАБ выявить потенциальные проблемы в области обеспечения безопасности. Схематично роль ВАБ на этапе эксплуатации представлена на рис. 2.

0 " style="border-collapse:collapse;border:none">

Непрерывный анализ может помочь обнаружить возросшую вероятность отказа прежде его реализации, что поможет в свою очередь предотвратить существенный ущерб. Следовательно, проведение ВАБ может рассматриваться как обязательный элемент в управлении безопасностью. Основой такого управления должно являться соответствие результатов ВАБ принятым критериям безопасности.

Согласно технической информации в проекте АЭС ВВЭР-1000 в основном применяются отработанные технологии, узлы и системы, и максимально используется опыт проектирования, изготовления и эксплуатации уже существующих АЭС этого типа. В этих реакторах реализованы самые современные подходы к обеспечению безопасности, основанные на принципе глубокоэшелонированной защиты и предполагающие несколько последовательно срабатывающих уровней безопасности: в случае непредвиденных ситуаций при отказе одного уровня защиты, безопасность гарантируется наличием последующих. Первый уровень защиты предотвращает выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. На втором гарантируется предотвращение выхода продуктов деления в теплоноситель главного циркулярного контура. Третий контролирует предотвращение выхода продуктов деления под защитную герметичную оболочку, и созданная система защитных герметичных ограждений предотвращает выход продуктов деления в окружающую среду.

На случай отказа всех физических барьеров безопасности существует еще один дополнительный защитный уровень, на котором определенные защитные системы включаются автоматически, когда даже самые незначительные показатели работы АЭС (температура, давление, мощность и другие) начинают превышать определенные показатели. Это так называемая пассивная, т. е. не требующая вмешательства операторов и подвода энергии от внешних источников система безопасности и гарантирующая, в случае необходимости, надежный останов реактора.

Безопасность АЭС обеспечивается при нормальной эксплуатации в течение всего проектного срока службы, принятого равным 50 лет, при возникновении заданного проектом количества аварийных ситуаций, а также при проектных и запроектных авариях. Вероятность значительного повреждения топлива – плавления не превышает 10-6 в год на реактор, а вероятность превышения предельного аварийного выброса, приводящего к необходимости эвакуации населения за пределы расстояний, устанавливаемых нормативными требованиями к размещению АЭС, не превышает 10-7 в год на реактор. Уровни воздействия на населения при работе АЭС данного типа составляют не более 0,1 % от существующего облучения, что соответствует международным рекомендациям.

Собственных исследований безопасности проектов АЭС типа ВВЭР-1000 в Республике Беларусь не проводилось. Однако результаты работы (), выполненной еще в 1997 году по оценке возможного радиационного загрязнения воздуха, почвы и прогноз оценок доз для населения при нормальной эксплуатации и в случае аварийных ситуаций на примере реактора типа ВВЭР-640 свидетельствуют о соответствии уровней безопасности реакторов данного типа существующим национальным критериям .

На сегодняшний день в Республике Беларусь в качестве закрепленного в нормативно-правовых документах вероятностного показателя безопасности можно рассматривать только предел индивидуального пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года, равный для населения - 5×10-5 . Приведенное значение допустимо интерпретировать как вероятностный критерий безопасности для ВАБ третьего уровня. Однако самой распространенной мерой риска для большинства АЭС в международной практике определена вероятность в единицу времени (частота) повреждений активной зоны реактора .

Следовательно, в свете планируемого развития ядерной энергетики в Беларуси для возможности реализации эффективного управления в области приятия решений по вопросам ядерной безопасности нужно совершенствовать существующую нормативную базу. При этом при разработке нормативно-технической и методической документации необходимо регламентировать вероятностные критерии безопасности, позволяющие осуществлять поддержку принятия решений по таким существенным вопросам как ядерная и радиационная безопасность.

Список литературы

1. 20 лет после чернобыльской катастрофы: последствия в Республике Беларусь и их преодоление. Национальный доклад/ Под редакцией, . – Комчернобыль, Минск, 2006.

2. Safety Analysis for Research Reactors/ Safety reports series no. 55 IAEA, Vienna, 2008.

3. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3, IAEA, Vienna, 1988.

4. Combining Risk Analysis and Operating Experience (Report of a Technical Committee Meeting, Vienna, 25-29 November 1985), IAEA, Vienna, 1986.

5. Техническая информация о вновь разрабатываемых проектах АЭС с реакторами ВВЭР, Атомэнергопроект, Санкт-Петербург, 1996.

6. Оценка возможного радиационного загрязнения воздуха, почвы и прогноз дозовых нагрузок на население при нормальной эксплуатации и в случае аварийных ситуаций. Отчет о научно-исследовательской работе / руководитель работ, ответственный исполнитель. – Институт проблем энергетики НАН Беларуси, Минск, 1997.

7. Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000), Минск, 2000.

Рассмотрены основы теории безопасности атомных станций (АС). Дается систематическое изложение современной методологии, принципов и критериев вероятностного анализа безопасности (ВАБ) энергоблоков АС. Большое внимание уделено математическим методам и моделям теории безопасности и риска с позиций ВАБ. Детально изложены технология выполнения ВАБ АС и методика оценки безопасности АС на основе ВАБ. Теоретические основы безопасности и ВАБ применены для выработки решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с ВВЭР.
Для научных работников и проектантов НИИ и КБ, инженерно-технического персонала по обеспечению безопасности АС, аспирантов и студентов энергетических вузов и факультетов повышения квалификации работников ядерной отрасли.

Актуальность проблемы безопасности АС.
Прошедшие пятьдесят лет второй половины XX в. с точки зрения развития ядерной энергетики были годами решения проблемы обеспечения безопасности атомных станций (АС). После аварий на «Три Майл Айленд» в США (1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.) вопросы безопасности эксплуатации АС стали основными направлениями научно-технического прогресса в ядерной энергетике. Во всех странах, где эксплуатируются и строятся АС, реализуются программы анализа достигнутого уровня безопасности и разрабатываются комплексные программы обеспечения безопасности на всех стадиях жизненного цикла: проектирования, строительства, производства, монтажа, наладки, эксплуатации и ремонта оборудования энергоблоков АС и снятия их с эксплуатации.

Современная философия обеспечения безопасности впервые наиболее четко сформулирована специалистами Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) в «Основных принципах безопасности атомных станций» . В этом документе рассматриваются цели и принципы, осуществление которых позволит достичь приемлемого уровня безопасности АС. При этом цели провозглашают, что должно быть достигнуто, а принципы - как должны быть реализованы эти цели. К целям безопасности относятся:
защита персонала АС, населения и окружающей среды от радиологической опасности за счет создания и поддержания на АС эффективных мер защиты (снижение риска);
обеспечение при нормальной эксплуатации и авариях непревышения доз облучения на станции и выбросов радиоактивных веществ на разумно достижимом низком уровне (радиационная защита);
предотвращение проектных аварий и ослабление последствий проектных и запроектных аварий, необходимость контроля развития и последствий таких аварий (техническая безопасность).

Бесплатно скачать электронную книгу в удобном формате, смотреть и читать:
Скачать книгу Безопасность атомных станций, Вероятностный анализ, Острейковский В.А., Швыряев Ю.В., 2008 - fileskachat.com, быстрое и бесплатное скачивание.

Скачать pdf
Ниже можно купить эту книгу по лучшей цене со скидкой с доставкой по всей России.

- 640.50 Кб

ВАБ используют в течение срока службы станции в качестве источника исходной информации для процесса принятия решений. В течение срока эксплуатации атомной электростанции часто проводятся модификации конструкции или способов эксплуатации, как, например, изменения конфигурации станции во время обслуживания и испытаний. Эти модификации могут влиять на уровень риска от станции. В ходе эксплуатации станции появляются статистические данные по частотам исходных событий и вероятностям отказа компонентов. Так же могут появиться новая информация и более совершенные методы и средства анализа, которые могут изменить некоторые допущения, сделанные в анализе, и, следовательно, оценки риска, полученные в ВАБ .

Следовательно, ВАБ следует поддерживать обновляемым в течение всего срока службы станции, чтобы он был полезен в процессе принятия решений. При обновлении следует учитывать изменения в конструкции и эксплуатации станции, новую техническую информацию, более совершенные методы и средства анализа, которые становятся доступными, и новые данные, полученные из эксплуатации станции. Состояние ВАБ следует пересматривать регулярно, чтобы гарантировать, что он является представительной моделью станции.

ВАБ является ключевой частью процесса оценки проекта и анализа безопасности, поскольку он обеспечивает интегральную модель риска для станции в целом и позволяет последовательно оценивать как частоту, так и последствия возможных сценариев аварий. Однако в ВАБ имеются ограничения, которые необходимо понимать.

В частности, в ВАБ не следует видеть замену инженерным проектным оценкам и детерминистскому подходу к проектированию. Скорее ВАБ следует видеть как источник знаний об уровне риска происходящего от станции. Эти знания о риске следует использовать в процессе принятия решений для дополнения знаний, полученных из детерминистского анализа .

Имеются неопределенности в моделях и данных, используемых в ВАБ. Эта неопределенность относительно мала для вероятности отказа компонентов, полученной из большой статистической базы данных или из соответствующего опыта эксплуатации. Однако, она может быть много большей и даже неисчислимой во многих других случаях, включая следующие:

1. Частоты исходных событий и интенсивности отказов компонентов, для которых нет данных из опыта эксплуатации;
2. Частота и перемещения грунта, связанные с сильными землетрясениями;
3. Моделирование отказов по общей причине;
4. Моделирование ошибок персонала;
5. Моделирование явлений, возможных при тяжелых авариях;
6. Оценка внешних последствий выбросов радиоактивных веществ со станции.

Эту неопределенность необходимо осознавать при использовании результатов ВАБ в процессе принятия решений. Результаты ВАБ следует дополнять анализом неопределенности или, по крайней мере, исследованием чувствительности .

2.2.7 Вероятностные критерии безопасности

Если результаты ВАБ планируется использовать в поддержку процесса принятия решений, то для этого следует устанавливать формальную структуру. Детали этого процесса будут зависеть от цели конкретного применения ВАБ, природы решения и результатов ВАБ, намеченных к использованию. Если планируется использовать численные результаты ВАБ, то следует установить некие эталонные значения, с которыми эти результаты можно сравнивать.

Если целью ВАБ является выявление доминантных вкладчиков в риск или выбор между различными вариантами конструкции и конфигурации станции, то эталонное значение может не понадобиться .

Однако если целью ВАБ является оказание помощи в оценке того, приемлем ли рассчитанный риск, приемлемо ли предложенное изменение в конструкции или эксплуатации станции либо, необходимы ли изменения для снижения уровня риска, то следует разработать вероятностные критерии безопасности в качестве руководства для проектантов, служб эксплуатации и регулирующих органов в отношении желательного уровня безопасности станции. Эти критерии будут также служить для определения целей, которые должны будут достичь проектанты, службы эксплуатации и регулирующие органы, выполняя свои соответствующие роли в производстве безопасной ядерной энергии.

ВАБ дает количественные мерки риска на различных уровнях согласно уровню рассчитанных последствий. Вероятностные критерии безопасности могут быть поставлены в соотношение с любой из следующих мерок:

1. Вероятность отказа функций или систем безопасности (Уровень 0);
2. Частота повреждения активной зоны (Уровень 1);
3. Частота конкретного выброса (т.е. количество, изотопы) радиоактивных веществ со станции или частота в зависимости от его величины (Уровень 2);
4. Частота конкретных последствий для здоровья населения или последствий для окружающей среды (уровень 3).

Основываясь на опыте проектирования и эксплуатации атомных электростанций, было предложено численные значения, которые могут быть достигнуты в существующих и разрабатываемых проектах атомных станций.

Вероятностные цели устанавливаются на уровне функций или систем безопасности. Они полезны для проверки соответствия обеспеченного уровня избыточности и разнообразия. Такие цели будут зависеть от конкретной станции, поэтому здесь нет общего руководства. В оценке безопасности следует проверять достигнуты ли эти цели. Если нет, то проект может еще быть приемлемым при условии выполнения критериев более высокого уровня; однако особое внимание следует уделять системам безопасности, о которых идет речь, чтобы понять могут ли быть выполнены разумно осуществимые улучшения .

Частота повреждения активной зоны представляет собой наиболее общепринятую мерку риска, поскольку большая часть атомных электростанций подверглась, по меньшей мере, ВАБ уровня 1 и методология хорошо установилась. Во многих странах эти численные значения использованы формально либо неформально как вероятностные критерии безопасности .

Большой выброс радиоактивных веществ: большой выброс радиоактивных веществ, который может иметь тяжелые последствия для общества и может потребовать применения внешних противоаварийных мер, можно определить различными способами, включая следующие:

1. Как абсолютные значения (в Беккерелях) выброса наиболее значимых нуклидов;
2. Как доля содержимого активной зоны;
3. Как определенная доза наиболее облученного человека за пределами площадки;
4. Как выброс, дающий «неприемлемые последствия».

Хотя по поводу того, что составляет большой выброс, консенсуса нет, во многих странах определены похожие количественные критерии .

2.3 Распределение Пуассона

В реальных условиях эксплуатирования ядерных установок реализация опасных событий, может быть рассмотрена как исключительно редкое явление. Тогда, характер распределения таких событий будет соответствовать распределению Пуассона .

Во многих задачах практики приходится иметь дело со случайными величинами, распределенными по своеобразному закону, который носит название закона Пуассона .

Рассмотрим прерывную случайную величину Х, которая может принимать только целые, неотрицательные значения: 0, 1, 2, … , n, …; причем последовательность этих значений теоретически не ограничена.

Говорят, что случайная величина Х распределена по закону Пуассона, если вероятность того, что она примет определенное значение n, выражается формулой :

где – некоторая положительная величина, называемая параметром закона Пуассона.

На рисунке 2.1. представлены многоугольники распределения случайной величины Х по закону Пуассона, соответствующие различным значениям параметра.

Рисунок 2.1. Распределение Пуассона

Простейшим (пуассоновским) потоком событий называется поток событий, обладающий свойствами :

1. Стационарности (вероятность появления n событий на любом промежутке времени зависит только от числа n событий и от длительности t промежутка времени и не зависит от начала и конца отсчета времени);
2. Отсутствия последействия (вероятность появления событий на любом промежутке времени не зависит от того, появлялись или не появлялись события в моменты времени, предшествующие началу рассматриваемого промежутка);
3. Ординарности (появление двух или более событий за малый промежуток времени практически невозможно).

2.3.1 Основные характеристики распределения Пуассона

Для начала убедимся, что последовательность вероятностей, может представлять собой ряд распределения, т.е. что сумма всех вероятностей P n равна единице .

Используем разложение функции e x в ряд Маклорена :

Известно, что этот ряд сходится при любом значении x, поэтому, взяв x= , получим :

Следовательно

Определим основные характеристики – математическое ожидание и дисперсию – случайной величины Х, распределенной по закону Пуассона.

Математическим ожиданием дискретной случайной величины называют сумму произведений всех ее возможных значений на их вероятности .

По определению, когда дискретная случайная величина принимает счетное множество значений :

Первый член суммы (соответствующий n=0) равен нулю, следовательно, суммирование можно начинать с n=1 :

Таким образом, параметр представляет собой не что иное, как математическое ожидание случайной величины Х .

Дисперсией случайной величины Х называют математической ожидание квадрата отклонения случайной величины от ее математического ожидания :

Однако удобнее ее вычислять по формуле :

Поэтому найдем сначала второй начальный момент величины Х:

По ранее доказанному

кроме того,

Таким образом, дисперсия случайной величины, распределенной по закону Пуассона, равна ее математическому ожиданию .

Это свойство распределения Пуассона часто применяют на практике для решения вопроса, правдоподобна ли гипотеза о том, что случайная величина распределена по закону Пуассона. Для этого определяют из опыта статистические характеристики – математическое ожидание и дисперсию – случайной величины. Если их значения близки, то это может служить доводом в пользу гипотезы о пуассоновском распределении; резкое различие этих характеристик, напротив, свидетельствует против подобной гипотезы.

3 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЯЖЕСТИ СОБЫТИЙ НА АЭС И ОЦЕНКА ИХ УРОВНЯ БЕЗОПАСНОСТИ

На любом промышленном объекте происходили, происходят и будут происходить различные происшествия, связанные с отклонением от технологического процесса и которые могут иметь негативные последствия. АЭС является сложным техническим объектом, на котором одновременно функционируют тысячи систем и элементов различного назначения, обслуживаемых и управляемых людьми. Периодическое возникновение нарушений в работе станции вследствие неисправностей или отказов в отдельных системах и элементах, а также возможных ошибок персонала для АЭС нормально, как и для любого другого сложного технического объекта. Эти происшествия, естественно, имеют разные последствия. Конечно, органам центральной и местной власти, как и населению, нужна объективная информация о масштабах и возможных последствиях инцидентов (происшествий) в промышленности. Первым – для принятия адекватных и своевременных решений по противоаварийным мероприятиям, в том числе эвакуации населения из угрожаемой зоны. Вторых интересует лишь оценка случившегося с точки зрения ущерба или степени риска для окружающей среды и населения в ближайшее время и определенном будущем .

Понятно, что нет смысла сообщать технические подробности происшествия, интересные лишь специалистам и не имеющие существенных последствий для людей и природы. Напротив, представление в информации для населения полного перечня нарушений без выделения важных для безопасности по существу дезинформирует население и создает впечатление плохой работы АЭС. Конечно же, на АЭС может сгореть трансформатор, выйти из строя турбина, лопнуть паропровод или произойти еще что-нибудь в этом роде. Но все подобные случаи, не связанные с радиоактивными веществами, в принципе не могут создать радиационную опасность. Такие именно аварии на АЭС обычно и происходят. Кроме того, так как на АЭС нет в больших количествах горючих и взрывоопасных веществ типа нефти или газа, а также из-за повышенных требований к качеству оборудования и квалификации персонала, то такие «обычные» аварии, как показывает практика, на АЭС происходят значительно реже, чем на станциях других типов. Станция проектируется с учетом возможности инцидентов таким образом, чтобы их возникновение не влияло на безопасность. Поэтому, прежде всего, и следует информировать население о таких нарушениях в работе станции, которые могут оказать серьезное воздействие на людей и окружающую среду.

Поскольку нарушения в работе АЭС могут по-разному влиять на безопасность, то их следует ранжировать по степени воздействия. С целью классификации и унификации событий на АЭС с точки зрения их тяжести в 1989-1990 гг. под эгидой МАГАТЭ была разработана международная шкала ядерных событий (INES – International Nuclear Event Scale). INES позволяет оперативно и согласованно оповещать общественность о значимости с точки зрения безопасности событий на ядерных установках, о которых поступают сообщения. Реально характеризуя эти события, шкала может облегчить понимание их ядерным сообществом, средствами массовой информации и общественностью. В шкале отражен опыт, накопленный в результате использования аналогичных шкал во Франции и Японии, а также итоги рассмотрения других шкал в ряде стран. Общие принципы, лежащие в основе такой шкалы, обсуждались на международных совещаниях. Первоначально шкала применялась для классификации событий на атомных электростанциях в течение пробного времени, причем в этом эксперименте приняли участие 32 страны, а международные агентства и страны, использующие шкалу, контролировали полученные результаты. В 1992 г. она с несущественными модернизациями была распространена на все ядерные объекты, связанные с гражданской ядерной промышленностью, и к любым событиям, происходящим во время перевозки радиоактивных материалов .

Краткое описание

Целью данной работы является изучение основных методов анализа безопасности АЭС и определение уровня безопасности современных АЭС.
Для атомной станции обеспечение безопасности основывается на концепции глубокоэшелонированной защиты и означает наличие многоуровневой защиты. Главной задачей обеспечения безопасности является предупреждение аварий. В случае возникновения аварии предусматриваются мероприятия по ее смягчению. Глубокоэшелонированная защита представляет собой широкий круг мер – от предотвращения и контроля незначительных событий и отклонений от нормальных эксплуатационных условий в нормальных условиях – до управления авариями, причиняющими крупный ущерб АЭС.