CC BY
280
Jm 7universum.com
V UNIVERSUM:
Л ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ОБОБЩЕННЫЙ РИСК-ОРИЕНТИРОВАННЫЙ ПОДХОД ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ И ЭФФЕКТИВНОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Комаров Юрий Алексеевич
канд. техн. наук, заведующий сектором, Институт проблем безопасности АЭС Национальной академии наук Украины, Украина, г. Одесса
E-mail: odessakomurgv@ukr.net
THE GENERALIZED OF RISK-INFORMED APPROACHES TO THE SAFETY AND EFFICIENCY IMPROVE OF NUCLEAR POWER PLANTS
Komarov Yuriy
Candidate of Technical Sciences, Head of Sector, Institute for the safety problems of nuclear power plants of National Academy of Sciences of Ukraine,
Ukraine, Odessa
АННОТАЦИЯ
В работе рассмотрены вопросы развития риск-ориентированных подходов (РОП). В направлении повышения безопасности, с применением разработанных РОП решаются вопросы необходимости (целесообразности) модернизации активной части САОЗ, а также системы радиационного контроля межконтурной течи для совершенствования управления авариями. В направлении повышения эффективности эксплуатации разработаны оригинальные РОП для сокращения объема испытаний системы герметичного ограждения энергоблоков с ВВЭР-1000.
ABSTRACT
The problems concerning the development of the risk-informed approaches (RIAs) are considered in the paper. As regards safety improvement, the developed
Комаров Ю.А. Обобщенный риск-ориентированный подход для повышения безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций // Universum: Технические науки : электрон. научн. журн. 2014. № 4 (5) . URL: http://7universum.com/ru/tech/archive/item/1260
RIAs are used to decide the issue of the relevance (reasonability) of modification of the active part of the ECCS, as well as the survey system for interloop leaks to improve accident management. As regards operational efficiency improvement, the original RIAs are developed to reduce the scope of test for the containment system of WWER-1000.
Ключевые слова: безопасность, эффективность, АЭС, вероятность, риск.
Keywords: safety, efficacy, NPP, probability, risk.
Постановка задачи
Использование вероятностных и детерминированных оценок заняло значительное место в исследованиях по повышению безопасности и по совершенствованию эксплуатационных процедур. В общем случае РОП охватывает как вероятностные методы моделирования аварийных процессов, так и детерминистские методы. В практику использования РОП для АЭС вошел как преемник соответствующей методологии Регулирующего органа США и в соответствии с рядом рекомендаций МАГАТЭ, см. напр. [1; 2]. В этих разработках и рекомендациях в качестве инструмента РОП используется сугубо вероятностный анализ безопасности (ВАБ). ВАБ является однокритериальным инструментом. Проведенные исследования показали, что ВАБ малочувствителен к некоторым показателям (например, к периодичности контроля и ремонтов) и охватывает не все необходимые аспекты (например, аспекты эффективности выработки электроэнергии) [5].
Величину риска следует определять как многокомпонентный вектор, набор параметров которого может меняться в зависимости от поставленной задачи. Следует отметить, что значения показателей надежности, безопасности и риска существенно зависят от экономической эффективности систем. Однако модели «эффективность-безопасность-надежность» требуют значительного дальнейшего совершенствования. Можно констатировать, что в настоящее
время существует научная проблема, связанная с развитием РОП в применении к различным задачам атомной энергетики.
Методическая основа обобщенного риск-ориентированного подхода
Существуют различные трактовки понятия риск (см., напр. [7; 9]):
1. риск как убыток (финансовый ущерб, загрязнение окружающей среды, количество пострадавших и т. д.) с учетом вероятности его возникновения;
2. риск как вероятность (возможность) возникновения какой-то опасной ситуации (убытка, потери, аварии и т. д.);
3. риск, который не характеризуется численными характеристиками, а определяется такими оценками, как «высокий риск», «приемлемый риск» и т. д.
В первом случае средневзвешенный ущерб (риск) составит
m
R = S ViPi (zi), (1)
i=1
во втором случае оценка риска преобразуется к виду
m
R=Z Pi(zi), (2)
i=1
где: zf, — некое сочетание неблагоприятных событий zf с 0; 0 — некое множество неблагоприятных событий; pf — вероятность реализации zf сочетаний; qt — убыток от реализации сочетания неблагоприятных zf.
Использование теории нечетких множеств позволяет проводить оценки риска в лингвистических переменных. При этом риски позиционируются как возможность возникновения сочетание негативных последствий и не опираются на теорию вероятности (а значит, статистическую повторяемость) сочетаний негативных событий. Это дает возможность, в частности, анализировать риски редких (в том числе таких, которые ранее не реализовались) сочетаний zf. Формализация третьей трактовки риска
m
R = £ SL (Zi )S4, (Zi), (3)
i=1
где: SL(zi) — модель нечеткого множества, отражающая степень влияния сочетание zi на риск, и задана нечеткой переменной L, в некоторой области определения X и ее функцией принадлежности ^L:
SL = {(x, |uL(x); x e X, 0 < |uL(x) < 1)}; SL(zi) — модель нечеткого множества,
отражающая частоту реализации сочетание zi, и задана нечеткой переменной ^, в некоторой области определения 7 и ее функцией принадлежности цт: S^ = {(x, (x); x e Y, 0 < (x) < 1)}.
Предложена следующая формулировка: оценка риска с помощью РОП — это оценка вероятности (или потенциальной возможности) реализации сочетаний неблагоприятных событий с учетом или без учета ущерба от такой реализации. При этом для каждой задачи необходимо обосновать вектор параметров, критерии оценки и применить (или разработать) соответствующий методический аппарат на основе вероятностных, детерминированных и/или других методов. Формулировка для самого подхода: обобщенный РОП — это методология (как совокупность методов) определения вероятностными и/или детерминированными методами показателей риска как целевой функции, сущность и критерии оценки которой определяются решением конкретной задачи атомной энергетики.
Основные шаги процедуры решения задач с помощью обобщенного РОП:
1. формулировка задачи исследования;
2. формулирование критериев оценки риска (одного или нескольких в зависимости от поставленной задачи);
3. выбор метода оценки критериев (вероятностные, или детерминированные методы, или их совместное применение)
4. оценка полученных результатов на предмет достоверности, значимости и т. п.
Решение прикладных задач с помощью обобщенного РОП
Основными направлениями повышения безопасности действующих энергоблоков АЭС с ВВЭР является модернизация систем, важных для безопасности (СВБ) и совершенствование принципов управления
запроектными и тяжелыми авариями. Основным направлением повышения эффективности эксплуатации АЭС является удельное (на энергоблок) увеличение производства электроэнергии при сокращении эксплуатационных расходов и сохранении проектного уровня надежности и безопасности. Разработаны научно-технические подходы по развитию РОП, которые позволяют провести обоснование и реализацию актуальных мероприятий по повышению безопасности и эффективности эксплуатации АЭС.
С целью повышения эффективности и надежности управления авариями с течами 1-го контура реакторной установки (РУ) малосерийных ВВЕР-1000/В-302, 338, для которых критична работоспособность системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) высокого давления (ВД), разработаны технические обоснования и решения (ТР.0.38.01.1656) по модернизации САОЗ ВД путем регулирования подачи охлаждающей воды в 1-й контур. Основная цель регулирования расхода САОЗ ВД состоит в установлении запорнорегулирующего клапана (ЗРК) для обеспечения необходимого запаса температуры теплоносителя до кипения на выходе из активной зоны ATS при поддержке допустимого давления Р в 1-м контуре. По мнению разработчиков ТР.0.38.01.1656, такое регулирование позволит существенно повысить эффективность и надежность управления авариями с течью теплоносителя (в том числе и межконтурной течью), сократить время подключения САОЗ низкого давления (НД) после отключения САОЗ ВД, ограничить потери теплоносителя, уменьшить вероятность отказа проектных арматуры и термошока корпуса реактора и т. д. Непосредственное регулирование расхода САОЗ ВД предполагается осуществлять ЗРК, установленными на байпасе проектной арматуры напорной линии САОЗ ВД и предназначенными для поддержания необходимого запаса до кипения и давления 1 -го контура.
Проведен анализ данной задачи с помощью обобщенного РОП. Критериями оценки риска являются: изменение частоты повреждения активной зоны (ЧПАЗ), отсутствие неустойчивости режимов работы ЗРК. Методы
оценки: ВАБ, качественный анализ надежности, анализ проектных аварий. В результате анализа установлено [3]:
1. Монтаж на байпасе проектной арматуры напорной магистрали САОЗ ВД регулирующих клапанов может привести к возникновению критических для безопасности дополнительных отказов, связанных с возможными ошибочными действиями персонала, вероятность которых возрастает в условиях автоколебательных режимов регулирования.
2. Проектный метод действия регулирующих клапанов САОЗ ВД при несвоевременных действиях оператора неэффективен для устранения наиболее опасных условий возникновения термошока корпуса реактора.
3. Работа регулирующих клапанов в общем случае может быть эффективной при дополнительных настройках по учету скорости перемещения рабочего органа ЗРК. В противном случае установка регулирующих клапанов может быть не только неэффективной, но и снижать надежность выполнения САОЗ ВД функций безопасности.
Ключевым вопросом при модернизации СВБ и внедрении организационнотехнических мероприятий (ОТМ) по повышению безопасности является оценка их приоритетности и целесообразности в соответствии с общепринятыми в международной и отечественной практике принципу ALARA.
Поэтому для оптимизации расходов необходимо изучить вопрос о степени влияния модернизации СВБ на общий уровень безопасности.
Рассмотрено применение указанного подхода на примере реализации ОТМ (ТР.1.0011.1640) по внедрению системы контроля поглощенной дозы гамма-излучения для формирования сигналов срабатывания аварийной защиты и технологических защит и блокировок (ТЗБ) управляющей системы безопасности (СБ) в авариях с межконтурной течью для РУ с ВВЭР-1000.
При относительно значительной стоимости указанной системы данное ОТС в зависимости от влияния на повышение безопасности относится к области или средней, или низкой приоритетности. Окончательный вывод о целесообразности внедрения системы можно сделать на основе обобщенного
РОП. Критериями оценки риска являются: изменение ЧПАЗ, вероятность отказа системы контроля, вероятность ошибочных действий персонала. Методы оценки: ВАБ, количественный анализ надежности.
Согласно ТР.1.0011.1640 основные факторы повышения безопасности от внедрения системы по отношению к проектной системе контроля, при управлении авариями с малой (в обозначениях ВАБ — ИСА Т41) и средней (в обозначениях ВАБ — ИСА Т42) межконтурными течами следующие:
1. Автоматическое срабатывание аварийной защиты по сигналу появления радиоактивности во 2-м контуре — 1-й фактор.
2. В перспективе возможно осуществление автоматизированных алгоритмов управления авариями с межконтурными течами (с минимизацией действий операторов) — 2-й фактор.
В результате анализа установлено [4], что система не влияет на показатели безопасности по автоматизации срабатывания аварийной защиты по сигналу радиоактивности во 2-м контуре (анализ по первому фактору). Влияние внедрения системы на изменение показателей безопасности по 2-му фактору можно оценить на основе анализа изменения вероятности отказа системы по отношению к вероятности ошибок персонала (ВОП) в проектных условиях. Тогда относительное изменение суммарной ЧПАЗ оценивается как
ЛЧПАЗ =-------(К -1)-100%, (4)
ЧПАЗб v 7
где: ЧПАЗб — базовое значение ЧПАЗ без внедрения системы; RRI — максимальный интервал снижения риска от внедрения системы К — отношение вероятности отказа системы к ВОП при базовом значении ЧПАЗБ.
Расчетный анализ при изменении К в диапазоне значений от 1 (предельно пессимистический случай, соответствующий гарантированному отказу системы) до 0 (предельно оптимистичный случай, соответствующий гарантированной безотказности системы) показывает:
1 ) для ИСА Т41 даже в предельно оптимистическом случае суммарная ЧПАЗ уменьшается менее чем на 1%;
2) для ИСА Т42 уменьшение суммарной ЧПАЗ происходит более чем на 10 % уже при значениях К < 0,5.
Таким образом, установлено, что внедрение системы можно отнести к области средней приоритетности безопасности только в случае реализации полностью автоматизированного алгоритма управления авариями со средней межконтурной течью при общей надежности системы как минимум в два раза выше, чем ВОП для данных аварий (ИСА Т42).
В рамках программы повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) проведены работы по обоснованию сокращения длительности испытаний системы герметичного ограждения (СГО) энергоблоков с ВВЭР-1000, которые всегда лежат на критическом пути графика ППР и напрямую влияют на его длительность.
Согласно действующим нормативным документам испытания на герметичность должны проводиться ежегодно. Испытания на герметичность СГО проводятся в два этапа: вначале вакуумированием, затем избыточным пониженным давлением 0,07 МПа. Анализ опыта проведения испытаний на герметичность СГО энергоблоков с ВВЭР-1000 показал:
• основные дефекты, влияющие на надежность СГО, выявляются на этапах испытания на герметичность вакуумированием и в процессе локальных испытаний на герметичность (элементов СГО);
• частые испытания избыточным давлением 0,07 МПа приводят к снижению надежности и герметичности СГО, благодаря увеличению циклических нагрузок на конструкции СГО;
• испытания на герметичность в зависимости от погодных факторов в районе АЭС длятся от 1 до 2,5 суток. При этом этап вакуумирования занимает около 3 часов, остальное время — этап испытаний избыточным давлением.
Проведен анализ данной задачи с помощью обобщенного РОП. Критериями оценки риска являются: изменение значения утечки,
технологические ограничения. Методы оценки: экстраполяция (метод
разработан с учетом специфики эксплуатации системы), анализ технологических ограничений [6].
Проведенные по разработанной методике расчеты позволяют обоснованно сократить испытания на герметичность СГО для соответствующего ППР (для которого произведены расчеты) минимум на 1 сутки и таким образом снизить износ СГО от испытательных нагрузок избыточным давлением и повысить КИУМ энергоблока. На основании данной методики разработан и внедрен стандарт предприятия НАЭК «Энергоатом» [8].
Выводы
1. Традиционно под РОП (в контексте задач атомной энергетики) подразумевают проведение различных оценок и анализа с помощью такого инструмента, как ВАБ. При этом ВАБ как инструмент однокритериальных анализа и имеющий значительные погрешности и неопределенности не способен решать большой круг актуальных задач атомной энергетики. Поэтому в настоящее время существует научная проблема, связанная с развитием РОП для повышения безопасности АЭС, совершенствования моделей «эффективность-безопасность-надежность» и для оптимизации эксплуатационных процедур АЭС.
2. Расширив понятийный аппарат и развив методическую базу РОП (на основании теории надежности, теории риска, теории нечетких множеств и т. д.), имеем возможность с помощью РОП решить большой круг актуальных задач атомной энергетики.
3. Представлены примеры решения прикладных задач атомной энергетики с помощью обобщенного РОП. В направлении повышения безопасности АЭС решены задачи о целесообразности и условиях установления ЗРК на напорной линии САОЗ ВД и целесообразности внедрения дополнительной системы контроля и управления аварии с межконтурной течью. В рамках развития РОП для оптимизации эксплуатационных процедур, влияющих на эффективность эксплуатации АЭС, решена задача по сокращению объема испытаний СГО.
Список литературы:
1. IAEA-TECDOC-1200. Applications of probabilistic safety assessment (PSA) for nuclear power plants. Vienna: IAEA, 2001. — 104 p.
2. SECY-98-144. White Paper on Risk-Informed and Performance-Based Regulation. Staff Requirements. — US NRC, March 1999. — 440 p.
3. Анализ эффективности регулирования системы аварийного охлаждения активной зоны насосами высокого давления на АЭС с ВВЭР-1000/В320 / Скалозубов В.И., Комаров Ю.А., Богодист В.В., Воробьев Ю.Ю., Фольтов И.М. // Ядерная и радиационная безопасность. — 2010. — № 2 (46). — С. 27—31.
4. Комаров Ю.А., Скалозубов В.И. Анализ приоритетности внедрения модернизаций и мероприятий по повышению безопасности АЭС рискориентированными методами // Проблеми безпеки атомних електростанцш i Чорнобиля. Наук.-техн. збiрник. — 2011. — Вып. 16. — С. 53—60.
5. Комаров Ю.А. Проблемы риск-ориентированных подходов для использования в атомной энергетике // Безопасность в техносфере. — М.: ИНФРА-М., 2014 — Т. 3. Вып. 1. — C. 24—31. DOI: 10.12737/2775/. — Режим доступа: http://www.naukaru.ru/journal/article/view/2775/.
6. Методы оптимизации испытаний на герметичность системы
гермооболочки реакторной установки в период ремонтных кампаний АЭС с ВВЭР-1000 / Комаров Ю.А., Косенко С.И., Скалозубов В.И.,
Фольтов И.М. // Проблеми безпеки атомних електростанцш i Чорнобиля. Наук.-техн. збiрник. — 2008. — Вып. 9. — С. 15—22.
7. Орлов А.И., Пугач О.В. Подходы к общей теории риска // Управление большими системами. — Вып. 40. —М.: ИПУ РАН, 2012 — C. 48—82.
8. Разработка отраслевого стандарта по сокращению периодичности комплексных испытаний на герметичность системы гермооболочки ВВЭР на основе вероятностных методов / Комаров Ю.А., Пышный В.М., Скалозубов В.И., Фольтов И.М. // Ядерная и радиационная безопасность. — 2004. — Т. 7. — Вып. 2. — С. 73—79.
9. Хенли Э.Д., Кумато X. Надежность технических систем и оценка риска. — М.: Машиностроение, 1979. — 528 с.
