Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора
Выполнен анализ вероятностных моделей ВАБ 1-го уровня с целью идентификации, группирования и оценки частот потенциальных сценариев хрупкого разрушения корпуса реактора вследствие термоудара и холодной переопрессовки на примере энергоблока № 1 Запорожской АЭС. Расчетами с использованием модифициро...
Gespeichert in:
| Datum: | 2013 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2013
|
| Schriftenreihe: | Ядерна та радіаційна безпека |
| Online Zugang: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97259 |
| 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: | Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора / Б.Ю. Грищенко, М.А. Полянский, А.Е. Севбо, И.А. Семенюк // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 22-25. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-97259 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-972592016-03-27T04:02:07Z Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. Выполнен анализ вероятностных моделей ВАБ 1-го уровня с целью идентификации, группирования и оценки частот потенциальных сценариев хрупкого разрушения корпуса реактора вследствие термоудара и холодной переопрессовки на примере энергоблока № 1 Запорожской АЭС. Расчетами с использованием модифицированных моделей ВАБ 1- го уровня определены наиболее значимые с точки зрения риска группы потенциальных сценариев хрупкого разрушения корпуса реактора. Ключевые слова: корпус реактора, термоудар, сценарий хрупкого разрушения, вероятностный анализ, частота реализации. Виконано аналіз імовірнісних моделей ІАБ 1-го рівня з метою ідентифікації, групування та оцінки частот потенційних сценаріїв крихкого руйнування корпусу реактора внаслідок термоудару та холодного переопресування на прикладі енергоблока № 1 Запорізької АЕС. Розрахунками з використанням модифікованих імовірнісних моделей ІАБ 1-го рівня визначено найбільш значущі з погляду ризику групи потенційних сценаріїв крихкого руйнування корпусу реактора. Ключові слова: корпус реактора, термоудар, сценарій крихкого руйнування, імовірнісний аналіз, частота реалізації. The paper describes analysis of PSA-1 models. The objectives of the analysis are to identify, group and assess the frequency of potential scenarios of brittle fracture of the reactor pressure vessel due to thermal shock and cold overpressure using Zaporizhzhya NPP Unit No. 1 as an example. The most significant potential scenarios of brittle fracture for the reactor vessel in terms of risks were identified by calculations using the modified PSA-1 models. Keywords: reactor pressure vessel, thermal shock, scenario of brittle fracture, probabilistic analysis, frequency. 2013 Article Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора / Б.Ю. Грищенко, М.А. Полянский, А.Е. Севбо, И.А. Семенюк // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 22-25. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97259 621.039:001.8 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| description |
Выполнен анализ вероятностных моделей ВАБ 1-го уровня с целью идентификации,
группирования и оценки частот потенциальных сценариев хрупкого разрушения корпуса
реактора вследствие термоудара и холодной переопрессовки на примере энергоблока № 1
Запорожской АЭС. Расчетами с использованием модифицированных моделей ВАБ 1-
го уровня определены наиболее значимые с точки зрения риска группы потенциальных
сценариев хрупкого разрушения корпуса реактора.
Ключевые слова: корпус реактора, термоудар, сценарий хрупкого разрушения,
вероятностный анализ, частота реализации. |
| format |
Article |
| author |
Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. |
| spellingShingle |
Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора Ядерна та радіаційна безпека |
| author_facet |
Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. |
| author_sort |
Грищенко, Б.Ю. |
| title |
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_short |
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_full |
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_fullStr |
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_full_unstemmed |
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_sort |
применение вероятностных методов анализа безопасности аэс при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| publishDate |
2013 |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97259 |
| citation_txt |
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора / Б.Ю. Грищенко, М.А. Полянский, А.Е. Севбо, И.А. Семенюк // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 22-25. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. |
| series |
Ядерна та радіаційна безпека |
| work_keys_str_mv |
AT griŝenkobû primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkojpročnostikorpusareaktora AT polânskijma primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkojpročnostikorpusareaktora AT sevboae primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkojpročnostikorpusareaktora AT semenûkia primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkojpročnostikorpusareaktora |
| first_indexed |
2025-07-07T04:42:28Z |
| last_indexed |
2025-07-07T04:42:28Z |
| _version_ |
1836961862691848192 |
| fulltext |
�� ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013
УДК 621.039:001.8
Б. Ю. Грищенко1, М. А. Полянский2,
А. Е. Севбо3, И. А. Семенюк3
1Национальный технический университет Украины
«Киевский политехнический институт», г. Киев, Украина
2ООО «Энергориск», г. Киев, Украина
3Государственный научно-технический центр по ядерной
и радиационной безопасности, г. Киев, Украина
Применение
вероятностных методов
анализа безопасности АЭС
при исследовании
нарушения хрупкой
прочности корпуса реактора
Выполнен анализ вероятностных моделей ВАБ 1-го уровня с це-
лью идентификации, группирования и оценки частот потенциальных
сценариев хрупкого разрушения корпуса реактора вследствие тер-
моудара и холодной переопрессовки на примере энергоблока № 1
Запорожской АЭС. Расчетами с использованием модифицированных
моделей ВАБ 1-го уровня определены наиболее значимые с точки зре-
ния риска группы потенциальных сценариев хрупкого разрушения кор-
пуса реактора.
К л ю ч е в ы е с л о в а: корпус реактора, термоудар, сценарий
хрупкого разрушения, вероятностный анализ, частота реализации.
Б. Ю. Грищенко, М. О. Полянський, А. Є. Сєвбо, І. О. Семенюк
Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки
АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпу
су реактора
Виконано аналіз імовірнісних моделей ІАБ 1-го рівня з метою іден-
тифікації, групування та оцінки частот потенційних сценаріїв крих-
кого руйнування корпусу реактора внаслідок термоудару та холод-
ного переопресування на прикладі енергоблока № 1 Запорізької АЕС. Запорізької АЕС.
Розрахунками з використанням модифікованих імовірнісних моделей
ІАБ 1-го рівня визначено найбільш значущі з погляду ризику групи
потенційних сценаріїв крихкого руйнування корпусу реактора.
К л ю ч о в і с л о в а: корпус реактора, термоудар, сценарій крихкогоа: корпус реактора, термоудар, сценарій крихкого
руйнування, імовірнісний аналіз, частота реалізації.
© Б. Ю. Грищенко, М. А. Полянский, А. Е. Севбо, И. А. Семенюк, 2013
В
настоящее время в Украине в промышленной
эксплуатации находятся 15 энергоблоков АЭС,
расположенных на четырех площадках. Боль-
шинство из них были введены в эксплуатацию
с 1980 по 1990 г. Следовательно, на сегодняшний
день актуальна проблема продления срока эксплуатации
действующих энергоблоков АЭС Украины в сверхпроект-
ный период. Одним из основных факторов, влияющих на
возможность работы энергоблока в сверхпроектный период,
является техническое состояние корпуса реактора (КР) —
одного из основных элементов реакторной установки (РУ).
Оценка технического состояния КР за проектный пе-
риод — комплексная задача, которая включает в себя
множество подзадач, в том числе выполнение нейтронно-
физических расчетов, теплогидравлических анализов, проч-
ностных расчетов и т. д., а также исследования возмож-
ности хрупкого разрушения КР вследствие возникновения
факторов термоудара или холодной переопрессовки на КР.
При выполнении исследований указанных факторов,
кроме теплогидравлических анализов и прочностных рас-
четов, применяются вероятностные методы анализа, ко-
торые позволяют сконцентрировать внимание на наибо-
лее значимых механизмах (сценариях) нарушения хрупкой
прочности КР, сформировать профиль риска возникнове-
ния термоудара или холодной переопрессовки КР, допол-
нить перечень необходимых теплогидравлических анали-
зов, сформулировать рекомендации по снижению риска
возникновения нарушения хрупкой прочности КР.
В статье на примере энергоблока № 1 Запорожской
АЭС (далее — ЗАЭС) приведены методология выполнения
оценки риска нарушения хрупкой прочности КР по при-
чине возникновения термоудара или холодной переопрес-
совки с использованием существующих вероятностных
моделей ВАБ 1-го уровня (далее — ВАБ-1), а также основ-
ные результаты вероятностных расчетов. При этом исполь-
зованы вероятностные модели и документация ВАБ-1 для
энергоблока № 1 ЗАЭС, разработанные в рамках выполне-
ния адаптации глав ВАБ отчетов по анализу безопасности
пилотных энергоблоков АЭС Украины на непилотные.
Методологические подходы. В общем случае методология
вероятностного анализа нарушения условий хрупкой проч-
ности КР аналогична методологии, используемой при раз-
работке ВАБ-1, за исключением некоторых отличий. При
выполнении анализа в качестве основы используются су-
ществующие вероятностные модели ВАБ-1, которые в про-
цессе выполнения работы модифицируются для идентифи-
кации, группирования и количественной оценки частоты
реализации сценариев, приводящих к нарушению условий
хрупкой прочности КР. Вероятностный анализ сценариев
с термоударом или холодной переопрессовкой выполняется
в несколько этапов и является итеративным процессом.
Основные этапы выполнения работы:
идентификация сценариев хрупкого разрушения (СХР)
из аварийных последовательностей (АП), смоделирован-
ных в ВАБ-1;
идентификация СХР из АП, исключенных из рассмот-
рения в ВАБ-1;
группирование идентифицированных СХР;
предварительная количественная оценка частот реали-
зации групп СХР;
модификация вероятностной модели ВАБ-1 с целью
более детального моделирования факторов СХР;
финальная количественная оценка частот СХР и анализ
результатов.
Отметим, что при выполнении идентификации СХР ис-
пользуется консервативный подход: к СХР относятся АП,
ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 �3
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора
которые потенциально, но не обязательно, приводят к воз-
можным нарушениям условий хрупкой прочности КР.
При отборе СХР из вероятностной модели, ведущих
к термоудару, используются следующие критерии, сфор-
мулированные на основании [1, �, 3]:
критерий 1. После возникновения исходного события
аварии (ИСА) на номинальной мощности, на пониженной
мощности или в горячем останове средняя температура
в первом контуре снижается до 150 °C со скоростью более
50 °C/ч, или
критерий 2. После возникновения ИСА (на номиналь-
ной мощности, на пониженной мощности или в горячем
останове) средняя температура в первом контуре не сни-
жается до 150 °C, но на первый контур работает как ми-
нимум один насос САОЗ ВД или САОЗ НД (но не только
T�14,�4,34D01) и отключены все ГЦН, или
критерий 3. После возникновения ИСА (на номиналь-
ной мощности, на пониженной мощности или в горячем
останове) произойдет внешнее затопление КР до нижнего
сварного шва (шов № 3).
Критерием для идентификации сценариев, которые
ведут к холодной переопрессовке, является превышение
кривой «давление—температура» (при постоянной тем-
пературе и возрастании давления или при постоянном
давлении и падении температуры или при комбинации
этих процессов).
При выполнении идентификации СХР также учитыва-
лись рекомендации, изложенные в [1]. Анализ выполнен
для всех АП, смоделированных в ВАБ-1 для внутренних
ИСА при номинальном уровне мощности, пониженном
уровне мощности и в состояния останова, а также для АП
вследствие внутренних экстремальных воздействий (по-
жары и затопления). Особенность анализа существующих
деревьев событий (ДС) с точки зрения хрупкого разру-
шения КР заключается в том, что в соответствии с при-
веденными критериями к термоудару могут привести АП,
которые в рамках ВАБ-1 являются успешными и не ведут
к повреждению активной зоны.
Группирование идентифицированных СХР выполняет-
ся для упрощения процесса дальнейшего анализа и интер-
претации результатов. В группы объединялись идентифи-
цированные СХР по следующим признакам:
сценарии, которые можно отнести к некоторому од-
ному теплогидравлическому расчету;
сценарии, инициированные одним и тем же ИСА, для
которых выполняется один из критериев нарушения ус-
ловий хрупкой прочности КР независимо от наложения
дополнительных отказов систем (функций) или действий
персонала, если они не оказывают отрицательного влия-
ния на протекание процесса;
подобные друг другу сценарии для разных исходных
событий (например, открытие и непосадка ПСУ второго
контура для различных переходных процессов, процедура
«сброс—подпитка» и т. д.);
подобные друг другу сценарии одного и того же ИСА,
смоделированные для различных эксплуатационных со-
стояний (ЭС).
Процесс группирования потенциальных СХР также
является итеративным. На начальном этапе выделяет-
ся несколько обобщенных групп в зависимости от кри-
терия идентификации и перечисленных признаков.
В дальнейшем эти группы разделяются на несколько, в за-
висимости от уровня детализации моделирования факто-
ров, влияющих на возникновение термоудара или холод-
ной переопрессовки. Часто необходимость моделирования
дополнительных сценариев приводит к возникновению
новых групп СХР.
На практике основные модификации вероятностной
модели ВАБ-1 для более детального моделирования факто-
ров хрупкого разрушения КР заключались в следующем:
разделении ИСА из ВАБ-1 на несколько составляющих;
например моделирование АП для течи первого контура
Ду 90—350 мм и Ду>350 мм (разделение ИСА S1 на состав-
ляющие S1-A и S1-B) или отделение ИСА S3-� «Ложное
открытие и непосадка ПК КД» из группы ИСА S3 «МалыеS3 «Малые3 «Малые
некомпенсируемые течи первого контура»;
моделировании дополнительных функций в ДС, на-
пример, функции закрытия ПК КД или паросбросных
устройств второго контура оперативным персоналом, в за-
висимости от аварийного сценария;
моделировании новых АП в ДС для возможности
оценки сценариев с разной конфигурацией работы систем
безопасности, которые влияют на формирование условий
нарушения хрупкой прочности КР (работа 1/3 или 3/3 ка-
налов САОЗ ВД, САОЗ НД);
модификации и моделировании новых по сравнению
с ВАБ-1 функциональных деревьев отказов (ФДО) и т. д.
В объем анализа по отношению к термоудару были
включены ИСА, возникновение которых возможно в пе-
риод ЭС с изначально высокими параметрами первого
контура:
ЭС 0 «Работа на номинальном уровне мощности»*;
ЭС 1 «Снижение мощности реактора от 40 % до МКУ
и перевод реактора в подкритичное состояние»;
ЭС � «Горячий или полугорячий останов»;
ЭС 3 «Расхолаживание РУ до �00 °С»;
ЭС 14 «Разогрев блока до �60 °С и установление горя-
чего состояния перед пуском блока»;
ЭС 15 «Перевод реактора в критическое состояние
и увеличение мощности реактора до 75 %».
Кроме того, для критериев, связанных с холодной пере-
опрессовкой, в объем анализа включены следующие экс-
плуатационные состояния:
ЭС 6 «Расхолаживание РУ со 140 °С до 80 °С»;
ЭС 7 «Холодный останов без разуплотнения первого
контура»;
ЭС 11 «Холодный останов после ремонта или пере-
грузки топлива»;
ЭС 1� «Гидроиспытания по первому контуру (плот-
ность / прочность)»;
ЭС 13 «Разогрев блока до 150 °С».
Количественная оценка идентифицированных групп
СХР выполняется с помощью средств расчетного кода
SAPHIRE. Для каждой группы СХР определяется частота. Для каждой группы СХР определяется частота
их возникновения как сумма частот возникновения отдель-
ных сценариев в группе. При этом, по аналогии с ВАБ-1,
степень отсечения минимальных сечений была принята
равной 1.0Е-1�. Для облегчения группирования и коли-
чественной оценки в качестве конечного состояния вместо
общепринятого обозначения CD для каждого конкретного
сценария присваивался код группы СХР, к которой отно-
сится тот или иной сценарий. Процесс количественнойПроцесс количественной
оценки сводится к оценке частот конечных состояний,
которые соответствуют группам СХР.
* Детальное описание эксплуатационных состояний для энергоблока
№ 1 ЗАЭС приведено в отчете «Запорожская АЭС. Энергоблок № 1. Отчет
по анализу безопасности. Вероятностный анализ безопасности ОР и БВ.
Адаптация. Итоговый отчет. �1.1.59.ОБ.04.04/05.» [4].
�4 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013
Б. Ю. Грищенко, М. А. Полянский, А. Е. Севбо, И. А. Семенюк
Основные результаты количественной оценки групп СХР.
В ходе идентификации и группирования потенциальных
сценариев хрупкого разрушения выделено 83 группы, под-
лежащих количественной оценке. Рассчитанная суммар-
ная частота групп СХР составляет 1.67E-0� 1/год. ЧастотаE-0� 1/год. Частота-0� 1/год. Частота
реализации �0 из 83 групп составляет менее 1.0E-08 1/год.E-08 1/год.08 1/год.
Для таких групп рекомендуется не выполнять термогид-
равлические анализы и они не учитывались при расчете
суммарной частоты реализации нарушения условий хруп-
кой прочности КР. Получено 9 доминантных групп с об-
щим вкладом в суммарное значение частоты хрупкого раз-
рушения КР 97,4 %, которые требуют особого внимания
(табл. 1).
В графическом виде результаты количественной оценки
приведены на рис. 1.
Таблица 1. Результаты количественной оценки групп СХР
№
группы
Код группы
Частота,
1/год
Вклад
в суммарную
частоту, %
Описание группы Доминантный вкладчик в группу
1 K�-�N-4 6.79E-03 40,74
Малая некомпенсируемая течь первого
контура (Ду 11Ќ50 мм) с работой более
одного канала САОЗ ВД на первый контур
для ЭС 0, ЭС 1, ЭС 15
Сценарий проектного протекания аварии
для ЭС 0
� K�-10N-4 3.01E-03 18,0�
Аварийный процесс при плотном пер-
вом контуре с отказом расхолаживания
по второму контуру и реализация режима
Feed & Bleed по первому контуру
Сценарий проектного протекания аварии
для ЭС 0 при возникновении ИСА T61-�
«Неизолируемый разрыв паропровода за
пределами ГО между ПГ и БЗОК» (раз-
рыв трубопровода острого пара в поме-
щении А8�0, А8�6, А910, зона затопления
FZ-�15-AA)
3 K�-14N-� �.89E-03 17,35
Разрыв нескольких трубок ПГ с работой
более одного САОЗ ВД на первый контур
для ЭС 0, ЭС 1, ЭС 15
Сценарий проектного протекания аварии
для ЭС 0
4 K�-14N-3 9.64E-04 5,78
Отрыв крышки коллектора ПГ с работой
более одного канала САОЗ ВД на первый
контур для ЭС 0, ЭС 1, ЭС 15
Сценарий проектного протекания аварии
для ЭС 0
5 K1-1N-1 7.16E-04 4,30
Отказ на закрытие после открытия БРУ-А
(ПК ПГ) при плотном первом контуре
для ЭС 0,ЭС 1, ЭС 15
Сценарии с отказом на закрытие после
открытия БРУ-А (ПК ПГ) для ЭС 0 для
ИСА T1 «Обесточивание всех секций нор-
мального электроснабжения» и T3� «От-
каз конденсатно-вакуумной системы»
6 K1-3N-� 6.�8E-04 3,77
Аварийный процесс при плотном первом
контуре. Отказ на закрытие после откры-
тия ПСУ после БЗОК или СК ТГ с по-
следующим отказом на закрытие 4/4 БЗОК
для ЭС 0, ЭС 1, ЭС 15
Сценарий проектного протекания аварии
для ЭС 0
7 K�-�N-3 4.33E-04 �,60
Средняя течь первого контура (Ду 50Ќ90 мм)
с работой более одного канала САОЗ ВД
на первый контур для ЭС 0, ЭС 1, ЭС 15
Сценарий проектного протекания аварии
для ЭС 0
8 K1-�N-1 4.�5E-04 �,55
ИСА Т61-1 «Непреднамеренное открытие
БРУ-А или ПК ПГ» при работе РУ в со-
стояниях ЭС 0,ЭС 1,ЭС 15
Сценарий RB-11�-01-�-06 с частотой
�.085E-04 1/год (возгорание кабельной
трассы или сборки РТЗО в пределах по-
жарного отсека RB-11�–01)
9 K1-3N-1 3.10E-04 1,86
Аварийный процесс при плотном первом
контуре. Отказ на закрытие после откры-
тия ПСУ после БЗОК или СК ТГ и нало-
жение отказа на закрытие после открытия
БРУ-А (ПК ПГ) для ЭС 0, ЭС 1, ЭС 15
Сценарий FZ-�15-AB-�3-1-08
(9.044E-05 1/год)
Рис. 1. Профиль риска для групп СХР. Профиль риска для групп СХР
K�-10N-4
18,0� %
K�-14N-�
17,35 %
K�-14N-3
5,78 %
K1-1N-1
4,30 %
K1-3N-�
3,77 %
K�-�N-3
�,60 %
K1-�N-1
�,55 %
K1-3N-1
1,86 %
Остальные
группы СХР
3,03 %
K�-�N-4
40,74 %
ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 �5
Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора
Выводы
Исследование факторов, ведущих к нарушению хруп-
кой прочности корпуса ректора, на сегодня является важ-
ной задачей в условиях необходимости продления срока
эксплуатации энергоблоков АЭС и оценки технического
состояния корпусов реакторов.
В статье приведен обзор методологии и основных ре-
зультатов оценки годовой частоты реализации сценариев,
потенциально ведущих к нарушению условий хрупкой
прочности корпуса реактора для энергоблока № 1 ЗАЭС.
В ходе выполнения работы получены значения частот
реализации сценариев, потенциально ведущих к возник-
новению термоудара на корпус реактора. В дальнейшем
полученные группы СХР должны быть сопоставлены с со-
ответствующими теплогидравлическими расчетами, кото-
рые выполняются в рамках обоснования сопротивления
корпуса реактора хрупкому разрушению. Для некоторых
сценариев могут потребоваться дополнительные тепло-
гидравлические расчеты. В итоге на основании результа-
тов вероятностного и теплогидравлического анализов для
идентифицированных групп СХР выполняются вероят-
ностные анализы механики разрушения и определяются
условные вероятности возникновения трещин в основном
металле корпуса реактора.
По результатам вероятностной оценки СХР, основным
механизмом возможного хрупкого разрушения КР явля-
ется возникновение термоудара. Группа СХР с холод-
ной переопрессовкой составляет всего 7.3E-07 1/год, илиE-07 1/год, или-07 1/год, или
0,004 % суммарной частоты реализации СХР, что вызвано
реализацией на энергоблоке № 1 ЗАЭС мероприятия по
повышению безопасности 1�101 «Повышение надежности
защиты первого контура от высокого давления в холодном
состоянии».
Список использованной литературы
1. Technical Basis for Revision of the Pressuri�ed Thermal Shock
(PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10 CFR 50.61). Summary
Report / US Nuclear Regulatory Commission. — NUREG-1806. —
Vol. 1. — �007.
�. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components
and Piping in VVER NPPs “VERLIFE”, ver. �008: Report Number:
COVERS-WP4-D4.10, Project COVERS of 6th Framework Pro-
gramme of EU, Contract N°1�7�7 (FI60).
3. Guidelines on pressuri�ed thermal shock analysis for WWER
Nuclear Power Plants. IAEA-EBP-WWER-08 (Rev. 1). — �006. — �006.�006.
4. Запорожская АЭС. Энергоблок № 1. Отчет по анализу без-Запорожская АЭС. Энергоблок № 1. Отчет по анализу без-
опасности. Вероятностный анализ безопасности ОР и БВ. Адап-
тация. Итоговый отчет. — �1.1.59.ОБ.04.04/05.
Получено 14.12.2012.
|