Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів

На підставі аналізу відомих методів і підходів в області оцінок безпеки об'єктів по поводженню з радіоактивними відходами (РАВ) та ядерних енергетичних установок у рамках ризикоріентованого підходу вперше розроблено ймовірнісний метод аналізу безпеки сховищ РАВ, що враховує ймовірність вихідних...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2009
1. Verfasser:	Бахчеван, Д.М.
Format:	Artikel
Sprache:	Ukrainian
Veröffentlicht:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2009
Schlagworte:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7439
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів / Д.М. Бахчеван // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 12. — С. 24-29. — Бібліогр.: 3 назв. — укр.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-7439
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-74392010-03-31T12:01:44Z Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів Бахчеван, Д.М. Проблеми безпеки атомних електростанцій На підставі аналізу відомих методів і підходів в області оцінок безпеки об'єктів по поводженню з радіоактивними відходами (РАВ) та ядерних енергетичних установок у рамках ризикоріентованого підходу вперше розроблено ймовірнісний метод аналізу безпеки сховищ РАВ, що враховує ймовірність вихідних аварійних подій та їхніх наслідків. На основании анализа известных методов и подходов в области оценок безопасности объектов по обращению с радиоактивными отходами (РАО) и ядерных энергетических установок в рамках риск-ориентированного подхода впервые разработан вероятностный метод анализа безопасности хранилищ РАО, учитывающий вероятность исходных аварийных событий и их последствий. Based on the analysis of known methods and approaches in area of safety assessment of establishments treating RAW and nuclear power plants a probabilistic method to analyse safety of RAW storages is first developed in the frames of the risk-informed approach. This method takes into account probability of initiating events and their consequences. 2009 Article Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів / Д.М. Бахчеван // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 12. — С. 24-29. — Бібліогр.: 3 назв. — укр. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7439 621.039 uk Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Ukrainian
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Бахчеван, Д.М. Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів
description	На підставі аналізу відомих методів і підходів в області оцінок безпеки об'єктів по поводженню з радіоактивними відходами (РАВ) та ядерних енергетичних установок у рамках ризикоріентованого підходу вперше розроблено ймовірнісний метод аналізу безпеки сховищ РАВ, що враховує ймовірність вихідних аварійних подій та їхніх наслідків.
format	Article
author	Бахчеван, Д.М.
author_facet	Бахчеван, Д.М.
author_sort	Бахчеван, Д.М.
title	Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів
title_short	Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів
title_full	Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів
title_fullStr	Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів
title_full_unstemmed	Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів
title_sort	розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate	2009
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7439
citation_txt	Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів / Д.М. Бахчеван // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 12. — С. 24-29. — Бібліогр.: 3 назв. — укр.
work_keys_str_mv	AT bahčevandm rozrobkajmovírnísnihmetodívocínkibezpekiobêktívshoviŝaradíoaktivnihvídhodív
first_indexed	2025-07-02T10:14:45Z
last_indexed	2025-07-02T10:14:45Z
_version_	1836529783705436160
fulltext	24 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 УДК 621.039 РОЗРОБКА ЙМОВІРНІСНИХ МЕТОДІВ ОЦІНКИ БЕЗПЕКИ ОБ’ЄКТІВ СХОВИЩА РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ Д. М. Бахчеван Одеський спецкомбінат ОДМСК «Радон» На підставі аналізу відомих методів і підходів в області оцінок безпеки об'єктів по повод- женню з радіоактивними відходами (РАВ) та ядерних енергетичних установок у рамках ризик- оріентованого підходу вперше розроблено ймовірнісний метод аналізу безпеки сховищ РАВ, що враховує ймовірність вихідних аварійних подій та їхніх наслідків. Ключові слова: радіоактивні відходи, безпека, імовірнісні методи. У рамках ризик-оріентованого підходу розроблено ймовірнісний метод оцінки без- пеки (ІАБ) системи завантаження РАВ, що включає: 1) констатацію області, для якої проводиться ІАБ - аналіз експлуатації приповерх- невого поховання радіоактивних відходів (ПСРВ) Одеського державного міжобласного спец- комбінату (ОДМСК) у частині проведення завантаження сховищ РАВ; 2) розробку переліку аварійних подій, що впливають на сформульований імовірнісний критерій безпеки - падіння плити перекриття в бункер з упаковками РАВ сховища для твердих радіоактивних відходів (ТРВ) і застрягання й/або випадання джерела іонізуючого випромінювання (ДІВ) при завантаженні високорадіоактивних відходів (ВРВ); 3) оцінку частот виконання транспортно-технологічних операцій (ТТО) по заванта- женню сховищ ТРВ й ВРВ; 4) проведення якісного аналізу устаткування для ТТО з погляду його впливу на ймовірнісний критерій безпеки; 5) оцінку ймовірності виникнення аварії при проведенні ТТО по завантаженню сховищ ТРВ й ВРВ; 6) порівняння ймовірнісних оцінок із критеріальним значенням, проведення аналізу значимості, розробку рекомендацій з підвищення безпеки. Відповідно до міжнародної практики вважається, що ризик дуже малий, якщо ймовір- ність смерті за рік менш 10−6, ризик прийнятний для персоналу, якщо ймовірність смерті за рік не вище 10−4, границя індивідуального ризику для опромінення осіб з персоналу прий- мається рівної 10−3 у рік. На підставі аналізу компонентів і режимів роботи ПСРВ ОДМСК можна сформу- лювати наступний імовірнісний критерій безпеки: ПСРВ має прийнятний ступінь безпеки, якщо виконується нерівність ∑ = > n j kjjk PIN 1 , (1) де Nk − k-та нормативна величина; Ij − кількість аварійних подій за рік, що ініціюють можливість j-ї вихідної події, що приводить до реалізації різного роду негативних наслідків; Pkj − імовірність реалізації k-го негативного наслідку з появою j-ї вихідної події; n − загальна кількість можливих вихідних подій, при яких можливі різного роду негативні наслідки; k − номер негативного наслідку: k = 1 − смертельні випадки (фатальні й не фатальні раки, важкі спадкоємні дефекти нащадків), N1 = 10−4; k = 2 − випадки граничного припустимого опромі- нення персоналу, N2 = 10−3. Імовірність смертного випадку через опромінення становитиме Pj = 1 − exp(−KD j), (2) де К − коефіцієнт імовірності стохастичних ефектів (фатальні та нефатальні раки, важкі спадкоємні дефекти нащадків) при опроміненні дорослих працюючих становить 5,6⋅10−2 Зв−1; РОЗРОБКА ЙМОВІРНІСНИХ МЕТОДІВ ОЦІНКИ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 25 Dj − максимально можлива доза опромінення при аварії на j-му типі сховища РАВ (D1 = 1,3 · 10-1 Зв). Тоді ймовірність смертного випадку при виникненні аварії на сховищах ТРВ становитиме (верхня границя) Р1 = 7,25⋅10−3. Для сховища ДІВ проведено аналіз, пов'язаний з падінням захисного контейнера й/або заклинюванням ДІВ у захисному контейнері типу УКТIВ-80. Тому максимально можлива доза опромінення D2 у цьому випадку відраховується не від накопиченого рівня радіо- активності (як для ТРВ), а за максимально можливою дозою ДІВ, що транспортуються в контейнері й завантажуються у сховище ВРВ. Максимальне припустиме завантаження пакувальних комплектів, обумовлене потуж- ністю експозиційної дози гамма-випромінювання становить 7,06 · 10-2 Зв/ч. Імовірність смертного випадку при виникненні аварії на сховищі ВРВ становитиме (верхня границя) Р2 = 3,95⋅10−4. Остаточний імовірнісний критерій безпеки ПСРВ ОДМСК у частині проведення завантаження сховищ ТРВ і ВРВ 7,25⋅10−3 I1 + 3,95⋅10−4 I2 < 10−4, (3) де I1 − частота аварійних подій, що виникають при завантаженні ТРВ; I2 − частота аварійних подій, що виникають при завантаженні ВРВ. Частоти аварійних подій Ij визначаються як Ij = LjPTj, (4) де Lj − частота виконання ТТО по завантаженню j-го сховища; PTj − імовірність виникнення аварії при проведенні ТТО по завантаженню j-го сховища. Частота виконання ТТО по завантаженню j-го сховища Lj визначається за статисти- кою на підставі даних журналу одержання РАВ. Імовірності виникнення аварії при ТТО по завантаженню j-го сховища визначаться на підставі якісного аналізу надійності, міцнісних розрахунків і теорії відмов. Частота виконання ТТО по завантаженню j-го сховища становитиме Lj = jj j TM n , (5) де nj − загальна кількість фактів завантаження по j-му компоненті сховища; Mj − кількість сховищ, що входять в один j-й компонент; Tj − період спостереження, протягом якого було реалізовано nj фактів завантаження. Результати розрахунку за формулою (5) зведено в табл. 1. Таблиця 1. Розрахунок частот виконання ТТО по завантаженню сховищ РАВ Результати визначення вмісту радіонуклідів 137Cs, 3H, 226Ra, 232Th і 60Co у пробах, відібраних у ємностях для зберігання РРВ і спостережних свердловинах на ПСРВ Одеського спецкомбінату, наведено в табл. 2 . На підставі проведеного аналізу (літературних джерел, варіаційних розрахунків, фізи- чної прийнятності) установлено, що прийнятним є використання наступних видів розподілів випадкових величин: розподіл Вейбулла для опису величин міцності металу компонентів устаткування; логарифмічно нормальний розподіл для опису таких міцнісних характеристик, як вантажопідйомність або міцності фабрично виконаних складальних одиниць, таких як опори-маточини колеса; логарифмічно нормальний розподіл для опису напруги, що може викликати руйнуван- ня матеріалу компонентів устаткування. Номер сховища nj Mj Tj Lj 7−11 39 5 3 2,6 13 12 1 3 4 Д. М. БАХЧЕВАН ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 26 Таблиця 2. Результати визначення вмісту радіонуклідів 137Cs, 3H, 226Ra, 232Th й 60Co у пробах, відібраних у ємностях для зберігання РРВ і спостережних свердловинах на ПСРВ Одеського спецкомбінату Місце відбору Питома активність проби, Бк/кг 137Cs 3H 226Ra 232Th 60Co РРВ верхній шар 2,25·103 5,29·105 0,0016·104 - - РРВ середній шар 2,7·103 4,84·105 0,0046·104 - - РРВ нижній шар 3,2·103 4,33·105 0,0059·104 - - Приклад, що ілюструє застосування теорії відмов, представлено на рисунку. Заштри- хована ділянка показує область перекриття розподілу напруги й міцності. Площа заштрихо- ваної ділянки дорівнює ймовірності відмови елемента даної міцності при впливі даного навантаження (з урахуванням їхньої ймовірнісної природи). Перекриття розподілів напруги fs(s) (1) і міцності f(S) (2) Імовірність відмови через функції (щільності) розподілу випадкових величин напруги й міцності виражається загальною залежністю Р = 1− ∫ ∞ α       −µ−− π0 2 2 dxcx s2 )x(ln exp 2sx 1 , (6) де µ, s - параметри логнормального розподілу для напруги; α, з - параметри розподілу Вейбулла для міцності. Імовірність виникнення аварії при проведенні ТТО по завантаженню сховищ за допомогою кран-балки в загальному випадку становитиме РТ1 = Ра⋅Рb⋅Рс, (7) де Ра − імовірність відмови кран-балки, що приводить до падіння плити перекриття; Рb − імо- вірність влучення плити перекриття в бункер зберігання ТРВ; Рс − імовірність руйнування пакувань ТРВ у випадку падіння на них плити перекриття. Результат розрахунків імовірності відмови елементів кран-балки й захисного контей- нера ДІВ наведено в табл. 3. З урахуванням цих даних у результаті одержимо: I1 = 1,06⋅10−3 1/рік −−−− частота аварійних подій, що виникають при завантаженні сховища з ТРВ; I2 = 8,19⋅10−3 1/рік −−−− частота аварійних подій, що виникають при завантаженні сховища ДІВ. Сумарна частота аварійних подій, що приводять до можливого перевищення припу- стимих значень річних доз опромінення персоналу, становить I1 + I2 = 9,25⋅10−3 1/рік. РОЗРОБКА ЙМОВІРНІСНИХ МЕТОДІВ ОЦІНКИ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 27 Наступним результатом є порівняння з імовірнісним критерієм безпеки (сформульо- ваним вище) частоти смертних випадків (фатальні та нефатальні раки, важкі спадкоємні дефекти в нащадків) через опромінення при проведенні ТТО по завантаженню ТРВ і ДІВ на ПСРВ ОДМСК: R = 7,25⋅10−3 I1 + 3,95⋅10−3 I2 = 1,09⋅⋅⋅⋅10−−−−5 < 10−−−−4 1/рік. (8) З наведених порівняльних оцінок випливає, що потенційно більше небезпечними є операції по завантаженню ТРВ порівняно із завантаженням ДІВ. Пояснюється це головним чином тим, що аварія на сховищі ТРВ може торкнутися більших обсягів РАВ із загальною максимальною експозиційною дозою до 1,35 Р/г. У той час як при завантаженні ДІВ не можуть бути порушені РАВ, що перебувають усередині сховища колодязного типу, і небез- пека пов'язана тільки із джерелом, що завантажується безпосередньо, потужність експозицій- ної дози якого не перевищує 0, 73 Р/г. Аналіз значимості по показнику зниження ризику наведено в табл. 4. Таблиця 4. Аналіз значимості по показнику зниження ризику Елемент ТТО Pi R, при Pi = 0 )0( )0( R RR − ⋅100 % Електротельфер 2,22⋅10−4 6,749⋅10−6 61,861 Бічна стійка (4 шт.) 2,57⋅10−13 1,092⋅10−5 1,775⋅10−7 Опорна планка (2 шт.) 6,67⋅10−8 1,092⋅10−5 0,051 Болтове кріплення (2 шт.) 1,48⋅10−7 1,092⋅10−5 0,023 Двотаврова балка 1,73⋅10−4 7,662⋅10−6 42,573 Опора-маточина колеса (4 шт.) 2,74⋅10−6 1,068⋅10−5 2,271 Захисний контейнер 2,05⋅10−3 7,688⋅10−6 42. 083 З аналізу випливає, що максимальний ефект від підвищення надійності буде для електротельфера. У цей час електротельфер працює при навантаженнях, близьких до гранич- ного. Вантажопідйомність електротельфера становить 500 кг, маса плити перекриття 420 кг. Тому ймовірність відмови електротельфера відносно більша (2,22·10−4). При заміні електро- тельфера на інший, з вантажопідйомністю в 1,5 рази більше (750 кг), можна знизити ймовір- ність його відмови практично до 0, що знизить загальний ризик на 62 %. Як шляхи подальшого розширення й уточнення ймовірнісних оцінок безпеки сховищ РАВ слід відзначити: 1. Розширення ІАБ на операції по транспортуванню РАВ від виробника РАВ до місця поховання. 2. Визначення оптимальної періодичності перевірок/оглядів сховищ на підставі міні- мізації ймовірності виходу радіоактивності вище норми - Р. Занадто часте розкриття сховищ приводить до росту відмови через можливість падіння перекриття на контейнери і т.д. Занадто рідке розкриття не дає можливості виявити можливе руйнування стінок сховища, контейнерів тощо, що так само приводить до росту відмови. Для такого аналізу додатково розробленої вище моделі потрібна модель для розрахунку ймовірності руйнування контей- нера і/або сховища з виходом радіоактивності вище норми в процесі зберігання на ПСРВ. 3. Для уточнення ймовірнісних характеристик по окремих елементах необхідно зібра- ти статистику відмов даного типу устаткування в умовах роботи спецкомбінатів РАДОН. СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ 1. Бахчеван Д.Н., Комаров Ю.А., Кочнева В.Ю., Скалозубов В.И. Вероятностные оценки безопас- ности загрузки приповерхностного захоронения радиоактивных отходов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. − 2007. − Вип. 7. − С. 48 - 54. Д. М. БАХЧЕВАН ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 28 Таблиця 3. Дані та результати розрахунку ймовірності відмови елементів кран-балки й захисного контейнера ДІВ Конструктивний елемент Одиниця виміру даних міцності та навантаження Дані по міцності Дані по навантаженню Імовірність відмови Середнє значення S Середньоквад- ратичне відхилення σS Параметри розподілу Вейбулла Середнє значення s Середньоквад- ратичне відхилення σs Параметри балк-нормального розподілу α с µ s Електротельфер у зборі* кг 587,5 37,5 6,37 6,376⋅10−2 420 30 6,04 7,134⋅10−2 2,22⋅10−4 Стійки бічні (для однієї стійки) МПа 425 45 7,15 9,9⋅10−20 1,695 1,365 0,278 0,707 2,57⋅10−13 Опорна планка (для однієї планки) МПа 425 45 7,15 9,9⋅10−20 11,3 9,12 2,175 0,708 1,48⋅10−7 Болтове кріплення (з чотирьох болтів для однієї стійки) МПа 425 45 7,15 9,9⋅10−20 10,1 8,11 2,063 0,706 6,67⋅10−8 Двотаврова балка МПа 425 45 7,15 9,9⋅10−20 41,1 31,4 3,49 0,679 1,73⋅10−4 Опора-маточина колеса (для однієї маточини)* кг 1500 500 7,26 0,325 260 52,5 5,54 0,20 2,74⋅10−6 Захисний контейнер МПа 2340 270 6,67 2,18⋅10−23 624,2 274,4 6,35 0,420 2,05⋅10−3 * Для електротельфера й опори-маточини колеса оцінка міцності проводиться з використанням логарифмічно нормального розподілу з оцінкою параметрів µ і σ (замість α і с відповідно). РОЗРОБКА ЙМОВІРНІСНИХ МЕТОДІВ ОЦІНКИ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 29 2. Бахчеван Д.Н. Общие вопросы регулирования и оценки безопасности объектов по обращению с радиоактивными отходами (обзор) // Ядерная и радиационная безопасность. - 2004. - № 3. - С. 39 - 45. 3. Бахчеван Д.Н., Пионтковский А.И. Анализ состояния хранилищ радиоактивных отходов на Одесском спецкомбинате // Там же. - 2005. - № 2. - С. 67 - 74. РАЗРАБОТКА ВЕРОЯТНОСТНЫХ МЕТОДОВ ОЦЕНКИ БЕЗОПАСНОСТИ ОБЪЕКТОВ ХРАНИЛИЩА РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Д. Н. Бахчеван На основании анализа известных методов и подходов в области оценок безопасности объек- тов по обращению с радиоактивными отходами (РАО) и ядерных энергетических установок в рамках риск-ориентированного подхода впервые разработан вероятностный метод анализа безопасности хранилищ РАО, учитывающий вероятность исходных аварийных событий и их последствий. Ключевые слова: радиоактивные отходы, безопасность, вероятностные методы. DEVELOPMENT OF PROBABILISTIC METHODS OF SAFETY ASSE SSMENT OF RADIOACTIVE WASTE (RAW) STORAGE D. N. Bakhchevan Based on the analysis of known methods and approaches in area of safety assessment of establi- shments treating RAW and nuclear power plants a probabilistic method to analyse safety of RAW storages is first developed in the frames of the risk-informed approach. This method takes into account probability of initiating events and their consequences. Keywords: radioactive waste, security, probabilistic methods. Надійшла до редакції 16.03.09

Розробка ймовірнісних методів оцінки безпеки об'єктів сховища радіоактивних відходів

Institution

Ähnliche Einträge