Сборник тезисов докладов VIII Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2005

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Безопасность ядерных технологий»

Все доклады секции


Обеспечение безопасности при продлении сроков службы канальных реакторов

Бодылев А.Р., Симановский В.М., Рудых С.А.

ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»

Безопасность атомных электростанций (АЭС) основана на концепции глубоко эшелонированной защиты, сформулированной в [1-4]. Учитывая исключительную роль этого подхода в обеспечении безопасности объектов ядерной энергетики, целесообразно рассмотреть основные положения данной концепции.

В исследовании безопасности АЭС особое место занимает вероятностный анализ безопасности (ВАБ) [4]. Применение ВАБ позволяет: количественно проанализировать сценарии развития аварий с различными последствиями от разных исходных событий; определить взаимосвязь отказов систем с последствиями аварий; сократить первоначальный набор проектных аварий, ограничив его лишь логически значимыми; обоснованно устанавливать требования к надежности основных систем и элементов, исходя из условия приемлемого риска.

В настоящее время для вероятностного анализа тяжести нарушений и оценки уровня текущей безопасности разрабатываются методы количественного анализа нарушений [5-7]. В результате такого анализа каждое нарушение оценивается в шкале тяжелой аварии [8]. Это позволяет более объективно ранжировать нарушения, выделяя из них те, для которых расчетная вероятность перехода в тяжелую аварию оказывается наибольшей. Такие нарушения называются предвестниками тяжелой аварии [8] и должны подвергаться более детальному и глубокому анализу.

Для обеспечения безопасности при продлении проектных сроков службы (ПСС) действующих АЭС необходимо реализовать целый ряд мероприятий, касающихся технического перевооружения и введения современных, в том числе пассивных систем безопасности, повышения культуры безопасности.

К техническим аспектам продления срока службы, которые будут усложнять процесс ПСС энергоблоков первого поколения АЭС с канальными реакторами, относятся:

·         проекты и рабочая документация на эти энергоблоки разрабатывались до выхода первых специальных отечественных норм атомной энергетики (ОПБ-73);

·         многое оборудование и трубопроводы требуется аттестовать по существующим нормативно-техническим документам;

·         на АЭС, даже после реализации значительного объема реконструкции, остаются отступления от современных НТД.

В представленном докладе рассматриваются отдельные системы и элементы безопасности,  в разработке которых автор принимал участие в составе группы специалистов, а также методы оценки их надежности.

Литература

1.        Безопасность АЭС с канальными реакторами / А.Н. Ананьев,
Л.А. Белянин, А.П. Еперин, В.И. Лебедев, Ю.В. Гарусов,
В.А. Иванов, М.П. Карраск, В.П. Мартынов, В.В. Слюсарь. – М.: Энергоатомиздат, 1996 – 400с.

2.        Группа по оценке значимых с точки зрения безопасности событий (миссия ASSET МАГАТЭ). Отчет. Вена, Австрия, 1994.

3.        Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В. и др. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения. М., Паимс, 1999.

4.        Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97, Госатомнадзор РФ, М., 1997.

5.        Hannaman G.W., Spurgin F.J. and Fragola J.R. Systematic Human Action Relaibility Procedure (SHARP), NP-3583, Electric Power Research Institute, 1984.

6.        INSAG-2 Характеристики источника выброса радионуклидов при крупных авариях на атомных электростанциях с легководными реакторами. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1988.

7.        INSAG-5 Безопасность ядерной энергетики. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1994.

8.        INSAG-6 Вероятностный анализ безопасности. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1994.