К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор)
Проведен анализ известных подходов при формировании перечней запроектных аварий с исходными внутренними событиями в условиях работы реактора на мощности. Предложен подход формирования перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР по критическим конфигурациям систем, обеспечивающих выполнение необходимых...
Збережено в:
| Дата: | 2010 |
|---|---|
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2010
|
| Назва видання: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/59001 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) / В.В. Богодист, Н.И. Власенко, В.И. Скалозубов, А.В. Шавлаков // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 14. — С. 24–30. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-59001 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-590012014-04-05T03:01:25Z К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) Богодист, В.В. Власенко, Н.И. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. Проблеми безпеки атомних електростанцій Проведен анализ известных подходов при формировании перечней запроектных аварий с исходными внутренними событиями в условиях работы реактора на мощности. Предложен подход формирования перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР по критическим конфигурациям систем, обеспечивающих выполнение необходимых функций безопасности. Проведено аналіз відомих підходів при формуванні переліків позапроектних аварій з висхідними внутрішніми подіями в умовах роботи реактора на потужності. Запропоновано підхід формування переліків позапроектних аварій на АЕС з ВВЕР по критичних конфігураціях систем, що забезпечують виконання необхідних функцій безпеки. In this paper we analyzed the known approaches in the formation of lists of design accidents with the original internal developments in terms of reactor power. The approach of forming the lists of design accidents at nuclear power plants with VVER configurations on critical systems to ensure implementation of necessary security features. 2010 Article К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) / В.В. Богодист, Н.И. Власенко, В.И. Скалозубов, А.В. Шавлаков // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 14. — С. 24–30. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/59001 504.064.621.039 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| topic |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| spellingShingle |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Богодист, В.В. Власенко, Н.И. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description |
Проведен анализ известных подходов при формировании перечней запроектных аварий с исходными внутренними событиями в условиях работы реактора на мощности. Предложен подход формирования перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР по критическим конфигурациям систем, обеспечивающих выполнение необходимых функций безопасности. |
| format |
Article |
| author |
Богодист, В.В. Власенко, Н.И. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. |
| author_facet |
Богодист, В.В. Власенко, Н.И. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. |
| author_sort |
Богодист, В.В. |
| title |
К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) |
| title_short |
К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) |
| title_full |
К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) |
| title_fullStr |
К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) |
| title_full_unstemmed |
К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) |
| title_sort |
к вопросам идентификации перечней запроектных аварий на аэс с ввэр (обзор) |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| publishDate |
2010 |
| topic_facet |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/59001 |
| citation_txt |
К вопросам идентификации перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР (Обзор) / В.В. Богодист, Н.И. Власенко, В.И. Скалозубов, А.В. Шавлаков // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 14. — С. 24–30. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. |
| series |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| work_keys_str_mv |
AT bogodistvv kvoprosamidentifikaciiperečnejzaproektnyhavarijnaaéssvvérobzor AT vlasenkoni kvoprosamidentifikaciiperečnejzaproektnyhavarijnaaéssvvérobzor AT skalozubovvi kvoprosamidentifikaciiperečnejzaproektnyhavarijnaaéssvvérobzor AT šavlakovav kvoprosamidentifikaciiperečnejzaproektnyhavarijnaaéssvvérobzor |
| first_indexed |
2025-07-05T10:11:03Z |
| last_indexed |
2025-07-05T10:11:03Z |
| _version_ |
1836801341328982016 |
| fulltext |
24 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010
УДК 504.064.621.039
К ВОПРОСАМ ИДЕНТИФИКАЦИИ ПЕРЕЧНЕЙ ЗАПРОЕКТНЫХ
АВАРИЙ НА АЭС С ВВЭР (ОБЗОР)
© 2010 г. В. В. Богодист, Н. И. Власенко, В. И. Скалозубов1, А. В. Шавлаков
НАЭК «Энергоатом», Киев
1
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев
Проведен анализ известных подходов при формировании перечней запроектных аварий с ис-
ходными внутренними событиями в условиях работы реактора на мощности. Предложен подход
формирования перечней запроектных аварий на АЭС с ВВЭР по критическим конфигурациям си-
стем, обеспечивающих выполнение необходимых функций безопасности.
Ключевые слова: водо-водяной энергетический реактор, запроектные аварии, исходные ава-
рийные события, частота повреждения активной зоны.
Первоначальным этапом разработки мероприятий и алгоритмов управления запроект-
ными авариями является идентификация соответствующего их перечня.
Возможные отказы элементов систем, обеспечивающих выполнение функций без-
опасности и/или ошибочные действия персонала в конечном итоге определяют многообразие
аварийных последовательностей при одних и тех же исходных событиях, а соответственно и
многочисленность перечня запроектных аварий. В связи с этим возникает вполне понятное
стремление ограничить перечень учитываемых запроектных аварий на основе установлен-
ных вероятностных критериев безопасности и оценках вероятности возникновения разных
запроектных аварий. Так, для части запроектных аварий степень ограничения радиационного
воздействия обусловлена критерием радиационной безопасности: ограничивается величина
предельного аварийного выброса таким образом, чтобы дозы облучения части населения
(критической группы) на границе зоны планирования защитных мероприятии и за ее преде-
лами не превышали установленных санитарных норм на все тело и на отдельные органы за
первый год после аварии. П. 1.2.16 и 1.2.17 ранее действовавших ОПБ-88 и российских ОПБ-
88/97 фактически определен вероятностный принцип в отношении разработки дополнитель-
ных технических решений по управлению запроектными авариями: в случае, если оцененная
вероятность аварийного выброса для конкретной запроектной аварии не превышает 10-7 на
реактор в год, то дополнительные технические решения по управлению этой аварией могут
не разрабатываться.
Еще менее консервативный принцип формирования перечня запроектных аварий был
определен в ОПБУ-2000 (п. 3.11): «…в число исходных событий не включаются другие со-
бытия, для которых доказано, что их вероятность не превышает 10-6 на реактор в год…». В
определенном отношении это условие соответствует известным рекомендациям ΙAEA – NRC
[1, 2] по регулированию безопасности решений по внесению изменений в проект АЭС: при
минимальной зависимости от базового значения частоты повреждения активной зоны
(ЧПАЗ) и учете тенденции накопительного влияния разных причин приращений оценки
суммарной ЧПАЗ допустимы небольшие приращения ЧПАЗ (не более 10-6 на реактор в год).
В данном случае в качестве таких допустимых приращений ЧПАЗ выступают «дефициты»
безопасности, вызванные исключением исходных событий запроектных аварий, имеющих
вероятность возникновения не более 10-6 на реактор в год.
Основные ограничения применения нормируемых вероятностных критериев безопас-
ности для формирования представительного перечня запроектных аварий, на наш взгляд, за-
ключается в следующем:
1. Вероятностный принцип исключения из перечня запроектных аварий не является
достаточным. Те же ОПБ-88/97 (п. 1.2.14) фактически устанавливает и детерминистский
принцип: если запроектная авария не исключена на основе внутренних свойств самозащи-
К ВОПРОСАМ ИДЕНТИФИКАЦИИ ПЕРЕЧНЕЙ ЗАПРОЕКТНЫХ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 25
щенности реактора и принципов его устройства, то она должна быть рассмотрена на предмет
разработки мер по управлению такой аварии, независимо от вероятности ее возникновения.
2. Исключение дополнительных технических решений и мероприятий для запроект-
ных аварий с вероятностью возникновения меньше критериев безопасности не означает от-
сутствие необходимости организационных мероприятий и действий персонала по управле-
нию такими авариями [11]. Управление запроектными авариями является одним из уровней
глубокоэшелонированной защиты и исключение алгоритмов управления не-доминантных
аварий фактически приводит к снижению безопасности (пусть даже к малому), что недопу-
стимо нормами и правилами ядерной энергетики Украины, так как изменения эксплуатаци-
онной документации по управлению и ликвидации авариями относится к модификациям,
важным для безопасности (п. 1.12, 1.6.1 [4]).
3. Исключение отдельных запроектных аварий по установленным критериям безопас-
ности не учитывает «накопительный эффект», связанный с тем, что исключение нескольких
исходных событий с вероятностью менее оценки критериев безопасности может привести в
общей сумме к превышению допустимого критерия. Так, для примера в ОАБ [5] для выбора
доминантных запроектных аварий был использован вероятностный принцип (см. выше) при
условии вклада в ЧПАЗ более 1 %. При суммарной оценке ЧПАЗ 4,7·10-5 на реактор в год это
условие соответствует критерию исключения одной запроектной аварии, имеющей вероят-
ность возникновения менее 10-6 на реактор в год, но суммарный вклад всех исключенных за-
проектных аварий (в [5] около 22 %) превышает этот критерий.
4. Отсутствует однозначная определенность в численных оценках нормируемого кри-
терия исключения из перечня запроектных аварий. Так, например, в ОПБ-88/97 и ВАБ рос-
сийских АЭС с ВВЭР [6] используется критерий по вероятности предельного аварийного
выброса не более 10-7 на реактор в год; в ОПБУ-2000 определена вероятность исходного со-
бытия менее 10-6 на реактор в год, а в ОПБУ-2008 подобные условия вообще исключены; в
ОАБ [5] критерием является не превышение вклада в ЧПАЗ более 10-6 на реактор в год, а в
международной практике – 10-9 на реактор в год [7].
Определенные рекомендации по формированию перечня запроектных аварий, необ-
ходимого для разработки мер по управлению такими авариями, содержатся в российских
требованиях к отчету по обоснованию безопасности [8]: перечень запроектных аварий дол-
жен содержать аварии, приводящие к превышению доз облучения персонала и населения и
нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде,
установленных для проектных аварий; перечень должен содержать представительные сцена-
рии групп аварий с одинаковым откликом станционных систем, требуемых для предотвра-
щения развития аварий. Конечно, эти указания сужают круг запроектных аварий, входящих в
перечень, однако перечень остается достаточно неопределенным [9 - 11].
В руководящем документе [12], содержащем основные требования к отчетам по ана-
лизу безопасности, определен следующий перечень запроектных аварий на АЭС с ВВЭР:
полное обесточивание (потеря питания переменным током от внешних и внутренних
источников, включая резервную дизель-электростанцию - РДЭС);
малая течь с отказом системы аварийного охлаждения зоны высокого давления (САОЗ
ВД);
малая течь с отказом САОЗ ВД и системы аварийного охлаждения зоны низкого дав-
ления (САОЗ НД);
малая течь с полным обесточиванием;
средняя течь с отказом САОЗ ВД;
средняя течь с отказом САОЗ ВД и САОЗ НД;
большая течь с отказом САОЗ ВД;
большая течь с отказом САОЗ ВД и САОЗ НД;
большая течь с отказом спринклерных систем;
отказ аварийной защиты реактора;
В.В. БОГОДИСТ, Н. И. ВЛАСЕНКО, В. И. СКАЛОЗУБОВ, А. В. ШАВЛАКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 26
потеря питательной воды с отказом аварийной подпитки парогенератора (ПГ);
течь из 1-го во 2-й контур (отрыв крышки коллектора ПГ) с незакрытием паросброс-
ных устройств;
разрыв паропроводов (в отсекаемой и неотсекаемой части).
В этот перечень вошли запроектные аварии, которые наиболее существенно могут по-
влиять на безопасность энергоблока. Однако практическое применение такого перечня для
разработки руководств (инструкций) по управлению запроектными авариями связано со сле-
дующими ограничениями:
1. Перечень запроектных аварий [12] был недостаточно обоснован результатами
углубленного анализа безопасности энергоблоков с ВВЭР. В частности, при формировании
перечней запроектных аварий не учтены отказы всех критических систем и функций без-
опасности, характерных для каждой группы аварий.
2. Исходные события перечня запроектных аварий не были идентифицированы ни по
признакам, ни по группам, объединяющим исходные события (например, для аварий с поте-
рей теплоносителя).
В разработанных отчетах по анализу безопасности (ОАБ) серийных энергоблоков
АЭС Украины с ВВЭР-1000 указанный перечень запроектных аварий был использован за ос-
нову и проанализирован на предмет дополнения доминантными вкладчиками в вероятност-
ные оценки суммарной ЧПАЗ. При этом для выбора доминантных аварийных последова-
тельностей использовался критерий вклада в ЧПАЗ (более 1 %). Дополнительные к [12] ава-
рийные сценарии для включения в перечень запроектных аварий (на примере ОАБ [5]) сле-
дующие:
малая течь 1-го контура с невыполнением функции управления давлением 1-го кон-
тура;
средняя течь из 1-го контура во 2-й с отказом расхолаживания по 2-му контуру;
малая течь 1-го контура с отказом системы продувки-подпитки и систем 2-го контура;
неизолируемый разрыв трубопроводов 2-го контура с отказом отвода тепла по 2-му
контуру;
переходные процессы, приводящие к срабатыванию аварийной защиты с отказом
функции отвода тепла по 2-му контуру;
малая течь с невыполнением функции поддержания запаса теплоносителя 1-го кон-
тура;
обесточивание энергоблока с отказом аварийной подпитки ПГ;
малая течь из 1-го контура во 2-й с отказом функции изоляции аварийного ПГ.
В международной практике широкое распространение при формировании перечней
исходных событий запроектных аварий/аварийных ситуаций получил подход, основанный на
методологии вероятностного анализа безопасности (ВАБ), например, [3, 6, 7 и др.]. Так, в
работе [6] при разработке противоаварийных процедур/инструкций для АЭС с ВВЭР-1000
(блоки № 1 и 2 Калининской АЭС, блоки № 1 - 4 Балаковской АЭС, блоки № 3 - 5 Нововоро-
нежской АЭС, блоки № 1 - 4 Кольской АЭС, блок № 1 Волгодонской АЭС) формирование
перечня исходных событий осуществлялось в два этапа. На первом этапе были исключены
режимы, вероятность реализации которых достаточно мала (не более 10-7 на 1 реактор/год).
На втором этапе путем анализа оставшихся режимов были исключены те, в которых не ожи-
дается срабатывание аварийной защиты или срабатывание систем безопасности. Оконча-
тельный перечень режимов запроектных аварий, объединенный по группам, следующий [6]:
1. Увеличение отвода тепла 2-м контуром.
1.1. Непреднамеренное открытие предохранительного клапана (ПК) ПГ с последую-
щей его непосадкой.
1.2. Непреднамеренное открытие быстродействующей редукционной установкой
сброса пара в конденсатор (БРУ-К) или быстродействующей редукционной установкой сбро-
са пара в атмосферу (БРУ-А) с их последующей непосадкой.
К ВОПРОСАМ ИДЕНТИФИКАЦИИ ПЕРЕЧНЕЙ ЗАПРОЕКТНЫХ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 27
1.3. Спектр разрывов паропроводов внутри и вне контайнмента вплоть до максималь-
ного диаметра парового трубопровода.
1.4. Разрыв паропровода в изолируемой от ПГ части с незакрытием быстродействую-
щим запорно-отсечным клапаном (БЗОК) на 2, 3 или 4 ПГ.
1.5. Ложное открытие 2, 3 или 4 БРУ-А.
1.6. Нарушение нормального отвода тепла по 2-му контуру (например, закрытие БЗОК
на одном ПГ) с незакрытием после открытия ПК ПГ и неизоляцией аварийного ПГ по подаче
питательной воды.
1.7. Обесточивание с незакрытием после открытия 2, 3 или 4 БРУ-А.
1.8. Ложное открытие всех ПК ПГ.
2. Уменьшение отвода тепла 2-м контуром.
2.1. Обесточивание с отказом системы подачи аварийной питательной воды аварий-
ными электропитательными насосами (АЭПН) в ПГ.
2.2. Непреднамеренное закрытие отсечного клапана на паропроводе.
2.3. Потеря собственных нужд электропитания АЭС.
2.4. Потеря нормального расхода питательной воды (за исключением разрыва трубо-
проводов питательной воды).
2.5. Полное прекращение подачи питательной воды.
2.6. Разрывы трубопровода питательной воды вне герметичной оболочки (ГО), в ГО
на участке между обратным клапаном и ПГ, в ГО на участке до обратного клапана.
2.7. Нарушение нормального отвода тепла по 2-му контуру (например, закрытие БЗОК
на одном ПГ) с отказом на открытие обоих ПК на одном ПГ.
2.8. Обесточивание с отказом на открытие обоих ПК на одном ПГ.
2.9. Обесточивание с частичным отказом подачи аварийной питательной воды АЭПН
в ПГ и отказом на открытие линии аварийного газоудаления.
2.10. Закрытие всех БЗОК.
3. Уменьшение расхода теплоносителя 1-го контура.
3.1. Частичная потеря принудительного расхода теплоносителя реактора.
3.2. Аварийное отклонение частоты в сети.
3.3. Полная потеря принудительного охлаждения реактора в исходном режиме с
быстрым падением частоты (до 4 Гц/с).
3.4. Мгновенное заклинивание вала главного циркуляционного насоса (ГЦН).
3.5. Разрыв вала ГЦН.
3.6. Самопроизвольное закрытие главной запорной задвижки (ГЗЗ) на одной петле.
3.7. Закрытие ГЗЗ на всех петлях.
4. Аномалии реактивности и распределения мощности.
4.1. Неуправляемый вывод группы органов регулирования системы управления и за-
щиты (ОР СУЗ) в подкритичном состоянии или при пуске на низком уровне мощности.
4.2. Нарушение в системах подпитки и борного регулирования, приводящее к умень-
шению концентрации борной кислоты в теплоносителе реактора.
4.3. Неправильное включение циркуляционной петли.
4.4. Выброс сборки регулирующих стержней с разрывом чехла СУЗ.
5. Увеличение количества теплоносителя 1-го контура.
5.1. Непреднамеренное срабатывание системы аварийного охлаждения зоны.
5.2. Ложный впрыск в компенсатор давления от системы подпитки и борного регули-
рования с температурой воды 20 °С.
6. Уменьшение количества теплоносителя 1-го контура.
6.1. Непреднамеренное открытие и непосадка импульсного предохранительного
устройства компенсатора давления (ИПУ КД).
6.2. Компенсируемая течь 1-го контура внутри контайнмента.
В.В. БОГОДИСТ, Н. И. ВЛАСЕНКО, В. И. СКАЛОЗУБОВ, А. В. ШАВЛАКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 28
6.3. Авария с течью теплоносителя в результате спектра разрывов труб диаметром до
100 мм включительно в границах давления 1-го контура.
6.4. Авария с течью теплоносителя в результате спектра разрывов труб диаметром от
100 до 850 мм.
6.5. Малая течь с незакрытием изолирующих клапанов на проходках вентиляционных
систем с отказом и без отказа спринклерной системы.
6.6. Большая течь с незакрытием изолирующих клапанов на проходках вентиляцион-
ных систем с отказом и без отказа спринклерной системы.
6.7. Большая течь с отказом спринклерной системы.
6.8. Большая течь с отказом гидроаккумуляторов.
6.9. Большая течь с неотсечением азота в гидроаккумуляторах.
6.10. Большая течь с блокировкой рециркуляции теплоносителя.
6.11. Малая течь с отказом САОЗ ВД.
6.12. Средняя течь с отказом САОЗ ВД.
6.13. Малая течь с отказом систем нормального и аварийного отвода тепла по 2-му
контуру.
6.14. Малая течь с блокировкой рециркуляции теплоносителя.
6.15. Малая течь с отказом спринклерной системы.
7. Течи из 1-го контура во второй.
7.1. Разрыв трубки ПГ.
7.2. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура.
7.3. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура с незакрытием после открытия БРУ-А
на аварийном парогенераторе.
7.4. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура с незакрытием БЗОК на аварийном
ПГ.
7.5. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура с отказом САОЗ ВД.
7.6. Разрыв коллектора парогенератора по 1-му контуру.
7.7. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура с отказом работы САОЗ ВД и САОЗ
НД.
7.8. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура с отказом линии аварийного газоуда-
ления.
7.9. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура с отказом на закрытие ГЗЗ на аварий-
ной петле.
8. Течи из 1-го контура за пределы контайнмента
8.1. Разрыв трубопровода системы продувки 1-го контура за пределами защитной
оболочки (ЗО) с незакрытием отсечной арматуры на трубопроводе продувки.
8.2. Разрыв трубопровода системы продувки 1-го контура за пределами ЗО с отказом
САОЗ ВД.
9. Комбинированные течи.
9.1. Спектр разрывов паропроводов внутри и вне контайнмента вплоть до максималь-
ного диаметра парового трубопровода с разрывом одной или нескольких трубок в ПГ.
9.2. Отрыв крышки коллектора ПГ 1-го контура и последующее повреждение крышки
ПГ по 2-му контуру.
Отмечая высокую степень представительности приведенного перечня исходных со-
бытий, необходимо отметить ряд замечаний:
1) использованный принцип формирования перечней запроектных аварий по вероят-
ностным критериям безопасности не во всех случаях был обоснован. Так, в группе «умень-
шение количества теплоносителя 1-го контура» приведено событие «Большая течь с отказом
ГЕ». Однако для аварий с большой течью критической конфигурацией для отвода остаточ-
ных тепловыделений является также САОЗ НД, которая в перечне [6] отсутствует. Учитывая,
что вероятность отказа САОЗ НД больше чем вероятность отказа пассивной части САОЗ,
К ВОПРОСАМ ИДЕНТИФИКАЦИИ ПЕРЕЧНЕЙ ЗАПРОЕКТНЫХ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 29
следует ожидать и большее значение вероятности повреждения активной зоны при исходном
событии «Большая течь с отказом ГЕ». Для средних течей 1-го контура должны быть также
учтены исходные события с отказами САОЗ НД и локализующих СБ. Для малых течей
должны быть учтены события с отказами системы подпитки-продувки 1-го контура;
2) целый ряд режимов сформулированы как проектные аварии. Например, события
"Отрыв крышки коллектора ПГ с незакрытием БРУ-А" или "БЗОК на аварийном ПГ" и т.п.
попадают под термин проектных аварий: исходное аварийное событие с учетом единичного
отказа [13].
Более обоснованным и перспективным является подход формирования перечней за-
проектных аварий по критическим (минимальным) конфигурациям систем (ККС), обеспечи-
вающих выполнение критических функций безопасности (КФБ). Суть подхода заключается в
том, что рассматриваются только те исходные события и их последствия, которые связаны с
отказами ККС и КФБ, так как именно эти события могут привести к превышению пределов
безопасности, связанных с тяжелым повреждением топлива и/или выбросам радиоактивных
продуктов в окружающую среду. Соответствующие наборы ККС и КФБ для каждого исход-
ного события аварии или группы таких аварий определяются по результатам углубленного
анализа безопасности вероятностными и детерминистскими методами. События и их послед-
ствия, несвязанные с отказами ККС и КФБ не могут приводить к событиям с тяжелым по-
вреждением топлива и/или выбросам радиоактивных продуктов за пределы физических ба-
рьеров безопасности, и поэтому могут быть исключены из рассмотрения при управлении за-
проектными авариями. При этом следует отметить, что в исключенный перечень могут вхо-
дить и исходные события запроектных аварий, имеющие относительно высокую вероятность
возникновения, но несвязанные с отказами ККС КФБ.
Так, например, для исходного аварийного события при двухстороннем разрыве реак-
торного контура (ИСА S1) на АЭС с ВВЭР ККС, обеспечивающих выполнение КФБ, явля-
ются системы гидроемкостей САОЗ и насосов низкого давления САОЗ. В таком случае для
этой группы ИСА S1 необходимый перечень запроектных аварий: ИСА S1 с отказом ГЕ
САОЗ и/или САОЗ НД. Отказы других систем не являются критичными для обеспечения
безопасного конечного состояния.
Таким образом, подход формирования перечней событий для управления запроект-
ными авариями по ККС КФБ позволяет:
1. Существенно сократить общий перечень всего многообразия исходных событий и
их последствий для формирования алгоритмов управления запроектными авариями без
нарушения установленных критериев безопасности и без возникновения дефицитов безопас-
ности, вызванных исключением запроектных аварий, имеющих определенный (пусть и отно-
сительно малый) вклад в суммарные показатели безопасности.
2. Отказаться от традиционного, но не вполне обоснованного подхода формирования
перечней запроектных аварий по относительному вкладу в суммарные показатели безопас-
ности.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. NRC. An Approoch for Using PRA Assessment in Risk – Informed Decisions on Plant Specific Chang-
es to the licensing Basis // Regnlatory Guide 1.177 US NRC. – 1998.
2. Applications of PRA for NPP / IAEA. TECDOC.V1, 1999.
3. Антропов В.Н., Букринский А.М., Кузнецов М.В. О необходимости разработки рекомендаций к
составлению руководства по управлению запроектными авариями на АС / НТЦ ЯРБ Госатом-
надзора РФ. – М., 2000.
4. НП 306.2.106-2005. Требования к проведению модификаций ядерных установок и порядку оцен-
ки их безопасности / ГКЯР Украины, 2005.
5. Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 2. Отчет по анализу безопасности (ОАБ). - Т. 19. ВАБ. Часть 3.
Количественная оценка – 43-923.203.254.ОБ.19.03-2003.
В.В. БОГОДИСТ, Н. И. ВЛАСЕНКО, В. И. СКАЛОЗУБОВ, А. В. ШАВЛАКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 30
6. Шкаровский А.Н., Аксенов В.И., Колеватых А.П. и др. Расчетно-техническое обоснование проти-
воаварийных процедур АЭС с ВВЭР-1000» // Изв. вузов. Ядерная энергетика. - 2007. - № 3,
вып. 1. – С. 54 - 63.
7. Власкин В., Кривошеин Г., Дизик Б. и др. Разработка руководства по управлению запроектными
авариями для реакторов РБМК-1500 // Энергетика - Т. 53, № 2, 2007.
8. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реактором
типа ВВЭР (ТС ООБ), ПНАЭ Г-01-036-95, 1995.
9. Bukrinsky A., Development of Deterministic Approach to the Beyond Design Basis Accident Manage-
ment in Application to NPP units with WWER-1000. SAM-99 Information Exchange Forum on "Severe
Accident Management", 18 - 22 Oct. 1999, Obninsk, Russia.
10. Antropov V., Bukrinsky A., Shvyryaev Yu. Development of Methodology and List of BDBA for WWER-
1000 for Quantitative Analysis. SAM-99 Information Exchange Forum on "Severe Accident Manage-
ment", 18 - 22 Oct. 1999, Obninsk, Russia.
11. Антропов В.Н., Букринский А.М., Кузнецов М.В. О необходимости разработки рекомендаций к
составлению руководства по управлению запроектными авариями на АС / НТЦ ЯРБ Госатом-
надзора РФ. – М., 2000.
12. Руководящий нормативный документ "Требования к содержанию отчета по анализу безопасно-
сти АС с реакторами типа ВВЭР на стадии выдачи разрешения на ввод в эксплуатацию", КНД
306.302-96.
13. НП 306.2.141-2008. Загальні положення безпеки АС (ОПБУ-2008).
ДО ПИТАНЬ ІДЕНТИФІКАЦІЇ ПЕРЕЛІКІВ ЗАПРОЕКТНИХ АВАРІЙ
НА АЕС З ВВЕР (ОГЛЯД)
В. В. Богодист, М. І. Власенко, В. І. Скалозубов, О. В. Шавлаков
Проведено аналіз відомих підходів при формуванні переліків позапроектних аварій з висхід-
ними внутрішніми подіями в умовах роботи реактора на потужності. Запропоновано підхід форму-
вання переліків позапроектних аварій на АЕС з ВВЕР по критичних конфігураціях систем, що забез-
печують виконання необхідних функцій безпеки.
Ключові слова: водо-водяний енергетичний реактор, позапроектні аварії, вихідні аварійні по-
дії, частота пошкодження активної зони.
FOR THE IDENTIFICATION LISTS-STANDARD ACCIDENTS
AT NPPS WITH VVER (REVIEW)
V. V. Bogodist, М. I. Vlasenko, V. I. Skalozubov, A. V. Shavlakov
In this paper we analyzed the known approaches in the formation of lists of design accidents with the
original internal developments in terms of reactor power. The approach of forming the lists of design acci-
dents at nuclear power plants with VVER configurations on critical systems to ensure implementation of
necessary security features.
Keywords: water-moderated reactor, beyond design based accident, initiating event, core damage
frequency.
Поступила в редакцию 09.11.09
|