автореферат диссертации по кораблестроению, 05.08.05, диссертация на тему:Методика многокритериальной оптимизации безопасности, надежности и стоимости реакторных установок

На правах рукописи

Федотов Павел Анатольевич

МЕТОДИКА МНОГОКРИТЕРИАЛЬНОМ ОПТИМИЗАЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ, НАДЕЖНОСТИ И СТОИМОСТИ РЕАКТОРНЫХ

УСТАНОВОК

Специальность: 05.08.05 — Судовые энергетические установки и их элементы (главные и вспомогательные)

Автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

1 о ЯНВ 2013

005048289

Санкт-Петербург - 2012

005048289

Работа выполнена в федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования «Санкт-Петербургский государственный морской технический университет» на кафедре Энергетики

Научный руководитель:

Бор Станислав Михайлович, доктор технических наук, профессор НИИ кораблестроения и вооружения ВУНЦ ВМФ «Военно-морская академия»

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

Дядик Александр Николаевич,

доктор технических наук, профессор, профессор кафедры теплофизических основ судовой энергетики СПбГМТУ

Замуков Владимир Вартанович,

кандидат технических наук, доцент, главный конструктор по энергетическим установкам и их системам управления ОАО «СПМБМ «Малахит»

ФГБУ «НИЦ «Курчатовский институт» Москва

Защита состоится «28» января 2013г. в 14 часов на заседании диссертационного совета Д 212.228.03 при Санкт-Петербургском государственном морском техническом университете по адресу: 190008, г. Санкт-Петербург, ул. Лоцманская, д.З

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке СПбГМТУ

Автореферат разослан

Ученый секретарь диссертационного совета . /р

д.т.н, профессор (¿¿¿^г^' А.П. Сеньков

Общая характеристика работы

Актуальность темы

В настоящее время в России предусматривается повышение темпов создания судов с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), в т.ч. и в связи с возрастанием роли Арктики в освоении шельфа и возрастании грузопотока по Северному морскому пути. Развитие судовой ядерной энергетики связано с существенным повышением ее экономичности при обеспечении высокого уровня безопасности и надежности.

Технические решения, направленные на обеспечение ядерной и радиационной безопасности, надежности и экономичности закладываются при проектировании ЯЭУ.

Вместе с тем каждое новое поколение ЯЭУ и их реакторных установок (РУ) характеризуется дальнейшим повышением их надежности, безопасности и стоимости. Этот процесс особенно интенсифицировался после крупных аварий атомных электростанций в США, СССР и Японии.

В настоящее время большее внимание уделяется защите ЯЭУ от воздействия внутренних факторов, что проявляется в увеличении числа систем безопасности. Между тем, увеличение числа систем безопасности приводит к возрастанию капитальных затрат на создание ядерных энергетических установок, что в значительной степени повлияло на темпы развития ядерной энергетики в ряде стран. Так по оценкам различных специалистов затраты на обеспечение безопасности АЭС стали составлять до 40 % от общей стоимости станции.

Кроме того, применение большого количества систем безопасности, включающихся в работу только при отклонении от пределов нормальной и безопасной эксплуатации или при аварии, приводит к снижению надежности и безопасности ЯЭУ в связи с возможностью отказа собственно в системах безопасности при нормальной работе реакторной установки.

При этом, экономические потери в связи с отказом систем безопасности могут быть достаточно большими, поскольку они определяются не только затратами на устранение последствий отказа, но и простоем судна.

При совершенствовании и создании новых реакторных установок одновременно повышается:

- надежность оборудования за счет улучшения конструкции и применения новых материалов;

- безопасность реакторных установок за счет увеличения количества систем безопасности, а также использования принципов резервирования, разнообразия, разделения и независимости.

Очевидно, что повышение безопасности обеспечивается за счет роста надежности реакторной установки, а увеличение количества систем безопасности снижает надежность реакторной установки и повышает стоимость ее изготовления.

Таким образом, разработка принципов и формализация методов оптимизации безопасности реакторных установок является актуальной научно-технической задачей.

Цель диссертационной работы

Целью диссертации является: разработка методики многокритериальной оптимизации безопасности, надежности и стоимости реакторных установок.

Для достижения этой цели потребуется решить следующие задачи:

- выполнить анализ проведенных исследований по обеспечению ядерной и радиационной безопасности отечественных и зарубежных реакторных установок. Рассмотреть нормативные документы, касающиеся безопасности РУ;

— произвести качественный сравнительный анализ основных характеристик реакторных установок, оценку их положительных и отрицательных свойств;

- на основании опыта проектирования и эксплуатации реакторных установок выполнить синтез альтернативных вариантов судовых реакторных установок;

- сформулировать принципы и алгоритм оптимизации РУ по критериям безопасности, надежности и стоимости;

— выполнить аналитические оценки по определению характеристик оборудования систем безопасности (в первую очередь, защитных систем или систем защиты) реакторных установок, позволяющих снизить затраты на их создание и эксплуатацию, а также обеспечить требуемые надежность и безопасность;

— обосновать предложения по путям совершенствования реакторных установок.

Научная новизна работы

Научная новизна заключается в разработке метода оптимизации безопасности реакторных установок.

Достоверность полученных результатов

Достоверность полученных научных результатов основана на использовании классического математического аппарата, а также сопоставлении полученных данных с данными опыта проектирования и эксплуатации.

Практическая значимость и реализация

Практическая ценность работы заключается в использовании подходов, которые намечено применять при модернизации существующих и проектировании перспективных реакторных установок. Научно, обоснованное обеспечение ядерной и радиационной безопасности должно привести к снижению затрат на создание перспективных реакторных установок, повышению конкурентоспособности ядерных реакторных установок при условии обеспечения высокого уровня надежности и безопасности.

Автор защищает:

- методику многокритериальной оптимизации безопасности, надежности и стоимости реакторных установок;

- определение влияния на безопасность систем защиты реакторных установок;

- предложения по системам защиты перспективных судовых реакторных установок.

Личный вклад автора

Автор выполнил лично или принимал непосредственное участие во всех работах, представленных в настоящей диссертации: теоретических разработках, расчетах с; использованием пакета прикладных программ, анализе результатов проведенных расчетов.

Апробация работы и публикации

Диссертационная работа заслушана и одобрена «17» мая 2012 г. на расширенном заседании кафедры «Энергетики» СПбГМТУ.

Основные научные положения и результаты работы докладывались:

- на конференции «Военное кораблестроение России» ЕЮКОР-2010, Санкт-Петербург, 1 ЦНИИ МО РФ, 2010 г.;

- на заседании секции МВК по судовому машиностроению и энергетических установок, Санкт-Петербург, ЦНИИ КМ «Прометей», 2010 г.;

- на межотраслевой научно-технической конференции «Корабельная ядерная энергетика - 30 лет эксплуатации ЯЭУ АЛЛ III поколения и надводных кораблей ВМФ», Нижний Новгород, ОАО «ОКБМ Африкантов», 2010 г.;

- на семинаре «Научные основы надежности активных зон транспортных водо-водяных реакторов», Москва, ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт», 2010 г.;

- на заседании научно-технического совета Военно-промышленной комиссии при Правительстве Российской Федерации «Проблемные вопросы повышения качества вооружения, военной и специальной техники», Санкт-Петербург, Военно-морская академия имени Адмирала Флота Советского Союза Н.Г. Кузнецова, 2009 г.;

- на заседании подсекции «Корабельные и судовые ядерные установки» секции №9 «Ядерные энергетические установки военного назначения» НТС ЯОК «Росатома», Москва, Госкорпорация «Росатом», 2008 г.;

- на межотраслевой научно-практической конференции «Корабельные ядерные реакторные установки (КЯРУ-2006)», г.Обнинск, ГНЦ РФ «ФЭИ имени А.И. Лейпунского», 2006 г.

Публикации

Общее количество трудов по теме диссертации 24. Из них: 17 статей и 7 докладов, авторская доля от 40% до 100%. В ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях опубликована одна статья. Выполнена в соавторстве, авторская доля 80%.

Структура и объем работы

Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения и списка использованных источников. Общий объем работы составляет 137 страниц основного текста, содержащего 16 рисунков и 12 таблиц.

Основное содержание работы

Во введении приведена постановка проблемы и обоснована актуальность темы диссертации. Определена цель работы, ее научная новизна и практическая значимость. Приведен перечень основных положений, которые выносятся на защиту.

В первой главе выполнен анализ современного состояния нормативной документации по обеспечению ядерной и радиационной безопасности.

Проанализированы тенденции развития отечественных стационарных, судовых и зарубежных корабельных реакторных установок, в части обеспечения безопасности.

Технические решения, реализованные при создании судовых реакторных установок, достаточно близки к решениям, принятым при создании транспортных РУ другого назначения (корабельные, РУ для ПАЭС).

Требования, регламентированные соответствующими документами, к судовым реакторным установкам мало отличаются от требований, предъявляемых к стационарным РУ. В правилах устройства и безопасной эксплуатации судовых ядерных энергетических установок указаны требования аналогичные приведенным в соответствующих документах для реакторных установок АЭС.

В материалах МАГАТЭ оговаривается необходимость обеспечения качества при проектировании, изготовлении и эксплуатации РУ. При этом требуется достижение высокой надежности для обеспечения высокого уровня безопасности: надежность оборудования должна>соответствовать условиям обеспечения безопасности. Таким образом, предусматривается обеспечение надежности не только защитных и управляющих систем безопасности, но и обеспечивающих и локализующих систем безопасности, а также систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности. Характер развития требований МАГАТЭ к РУ предполагает переход к использованию количественных показателей безопасности. Однако, вопрос о соотношении безопасности и надежности с учетом экономичности в материалах МАГАТЭ не ставится. Не предусматривается также оценка качества как совокупности свойств РУ.

Проектирование зарубежных реакторных установок, прежде всего, направлено на обеспечение высокой надежности и безопасности. При этом серьезное внимание уделяется экономичности. Так в США была разработана программа экономии затрат за счет применения технических решений, используемых при создании общепромышленной продукции (использование технологий двойного назначения), применения унифицированных установок,

ориентации на освоенные технические решения, повышения ресурса оборудования.

Следует отметить, что эволюция отечественных реакторных установок происходит в основном в направлении повышения их безопасности и надежности путем создания дополнительных защитных систем безопасности. Вместе с тем увеличение числа систем защиты (защитных систем безопасности) снижает надежность РУ и повышает стоимость ее изготовления. При этом отказ защитных систем, предназначенных для охлаждения активной зоны при аварии, может привести при определенных условиях к отказу РУ в целом.

Анализ выполненных исследований и нормативных документов по безопасности реакторных установок свидетельствует, что при обеспечении безопасности практически не рассматриваются экономические вопросы. Также недостаточное внимание уделяется соотношению надежности и безопасности.

Рассмотрение совокупности требований к безопасности предполагает использование системного подхода. При этом наряду с безопасностью необходимо рассматривать надежность и экономичность.

Во второй главе выполнен сравнительный анализ судовых реакторных установок находящихся в эксплуатации и проектируемых. Основные данные по отечественным судам, с реакторными установками, представлены в табл. 1.

Выполнен анализ систем безопасности судовых РУ типа КЛТ-40, находящихся в эксплуатации, и перспективных РУ типа РИТМ-200.

Сопоставление установок КЛТ-40 и РИТМ-200 потребовало выполнения сравнительного анализа надежности их систем и элементов безопасности.

Проведенный анализ данных ОКБМ «Африкантов» по надежности элементов систем безопасности (табл. 2 и 3), обеспечивающих аварийную остановку реактора, аварийное охлаждение активной зоны, аварийный отвод теплоты от первого контура, локализацию радиоактивных продуктов, управляющих и обеспечивающих систем, необходимых для функционирования защитных и локализующих систем безопасности показал, что надежность элементов РУ РИТМ-200 выше, чем КЛТ-40.

Для сравнительного количественного анализа и определения влияния на ядерную и радиационную безопасность различных систем защиты РУ выполнен синтез РУ, эксплуатируемых в настоящее время, и проектируемых РУ с блочной и моноблочной компоновкой. Синтез РУ с блочной компоновкой выполнен на базе судовых РУ типа КЛТ-40, синтез проектируемой судовой РУ с моноблочной компоновкой выполнен на базе моноблочной РУ типа РИТМ-200.

Таблица 1

Основные данные по отечественным судам с ЯЭУ

Наименование Номер РУ Наработка тыс.час Срок экспл., лет Энерговыработка ТВт.хч Кол-во перезарядок

Арктика РУ-1 176,4 34 11,132 7

РУ-2 177,2 10,256 6

Россия РУ-1 116,6 25 7,573 4

РУ-2 116,3 7,534 4

Сов. Союз РУ-1 95,5 21 5,908 3

РУ-2 94,4 5,825 3

Ямал РУ-1 94,2 18 5,517 3

РУ-2 89,8 6,266 3

50 лет Победы РУ-1 17,4 4 0,777 -

РУ-2 17,7 0,860 -

Таймыр Одно-реакгор-ные ЯЭУ 133,6 21 9,962 5

Вайгач 127,1 20 10,381 5

Севморпуть 107,5 21 5,658 3

Таблица 2

Показатели надежности (безотказности) элементов систем безопасности РУ КЛТ-40 и РИТМ 200

Наименование Вид отказа Интенсивность отказов, вероятность отказа на требование

КЛТ-40 РИТМ-200

ИМ АЗ Несброс РО АЗ в активную зону 2,2Е-4/треб 1,2Е-7 1/ч

ИМ КГ Неопускание РО КГ в активную зону 1,8Е-4/треб 2,0Е-7 1/ч

ЦНР Остановка 1,6Е-6 1/ч 2,8Е-6 1/ч

Незапуск 2,5Е-4/треб 3,8Е-7 1/ч

ЦН третьего контура Остановка 0,5Е-6 1/ч 6,5 Е-7 1/ч

Незапуск 2,7Е-4 /треб 7,2Е-7 1/ч

ЦН четвертого контура, АЦНТК.ЦНТК Остановка 1.3Е-6 1/ч 1,2Е-6 1/ч

Незапуск 0,7Е-3/треб 3,4Е-7 1/ч

ППН Остановка 0,6Е-3 1/ч 7,2Е-5 1/ч

Незапуск 1,2Е-3/треб 3,2Е-7 1/ч

АПН Остановка 0,93Е-3 1/ч 8,0Е-4 1/ч

Незапуск 2,4Е-3/треб 3,2Е-7 1/ч

РПН Остановка 2Е-4 1/ч 2,6Е-4 1/ч

Незапуск 4,8Е-3 /треб Э,ЗЕ-7 1/ч

Продолжение таблицы 2

Наименование Вид отказа Интенсивность отказов, вероятность отказа на требование

КЛТ-40 РИТМ-200

ЭКН Остановка 5Е-6 1/Ч 1,6Е-5 1/ч

Незапуск 6,6Е-4/треб З.ЗЕ-7 1/ч

АДГ Остановка 3.4Е-4 1/ч 2,6Е-4 1/ч

Незапуск 0,7Е-3 /треб 2,1Е-6 1/ч

РДГ Остановка 0.77Е-3 1/ч 6.0Е-4 1/ч

Незапуск 1,8Е-3 /треб 5,0Е-6 1/ч

ГРЩ Обесточивание 1,2Е-6 1/ч 1,2Е-6 1/ч

ЩРУ Обесточивание 3,0Е-7 1/ч 3,0Е-7 1/ч

Автоматический выключатель Незамыкание контакта 0,6Е-б 1/ч 6,0Е-7 1/ч

Секция ПГ Разгерметизация трубной системы 2.3Е-5 1/ч 9.7Е-7 1/ч

Секция ТО первого-третьего контуров 0.52Е-6 1/ч 1.4Е-7 1/ч

ТО третьего-четвертого контуров Разгерметизация трубной системы, загрязнение 1ДЕ-6 1/ч 1,ЗЕ-6 1/ч

Клапан с пневмоприводом нормально-открытого ' принципа действия Неоткрытие 4Е-8 1/ч 3,6Е-8 1/ч

Незакрытие 1,8Е-7 1/ч 1,6Е-7 1/ч

Клапан с пневмоприводом нормально-закрытого принципа действия Неоткрытие 1,5Е-7 1/ч 1.4Е-7 1/ч

Незакрытие 1,5Е-7 1/ч 1,4Е-7 1/ч

Клапан с пневмоприводом двухстороннего принципа действия Неоткрытие 0,64Е-6 1/ч 6,ЗЕ-7 1/ч

Незакрытие 0,77Е-6 1/ч 7,ЗЕ-7 1/ч

Узел не возврата клапана с пневмоприводом Неоткрытие 1.6Е-7 1/ч 1.5Е-7 1/ч

Незакрытие 1,6Е-7 1/ч 1,5Е-7 1/ч

Клапан запорный с ручным приводом Неоткрытие 2.8Е-7 1/ч 2.5Е-7 1/ч

Незакрытие 2,8Е-7 1/ч 2.5Е-7 1/ч

Клапан невозвратно-запорный с ручным приводом Неоткрытие 0.65Е-7 1/ч б,ЗЕ-8 1/ч

Незакрытие 0.65Е-7 1/ч 6.3Е-8 1/ч

Четырехходовой электромагнитный пневмораспределитель Несрабатывание 2.4Е-5 1/ч 1,9Е-5 1/ч

РЭД Несрабатывание - 1,5Е-7 1/ч

ГУЛ - 1.9Е-5 1/ч

Таблица 3

Данные по надежности систем безопасности

Событие Вероятность несрабатывания

КЛТ-40 РИТМ-200

Системы аварийной остановки реакто ра:

подсистема АЗ 3,8Е-5 5,7Е-5

подсистема КГ 4Е-5 1,9Е-5

Система ввода жидкого поглотителя 4,ЗЕ-2 1,7Е-3

Система аварийного расхолаживания:

канал расхолаживания через ПГ с РПН 0,6Е-3 2,8Е-2

канал расхолаживания через ПГ с АПН 3,4Е-3 8,5Е-2

канал расхолаживания через ТО 1-3 к 2.0Е-2 4,2Е-4

Система аварийного охлаждения активной зоны:

система подпитки 1-го контура 0,9Е-2 5,ЗЕ-5

система аварийной проливки активной зоны 0,8Е-3 4,9Е-4

Системы локализующей арматуры 1,2,3 контуров:

Локализующая арматура 1 контура системы ГВД 1,6Е-3 3,5Е-4

Локализующая арматура 1 контура системы очистки и расхолаживания 3,7Е-2 1,4Е-2

Локализующая арматура парогенераторов 1ДЕ-4 3.5Е-4

Локализующая арматура 3 контура ТО 1-3 контура 2,1Е-4 2,7Е-4

Локализующая арматура системы вентиляции защитной оболочки 1,2Е-3 1,ЗЕ-3

Состав оборудования, систем синтезированных судовых РУ и показатели надежности их оборудования принимались в соответствии с базовыми аналогами, т.е. РУ КЛТ-40 и РУ РИТМ-200. При синтезировании РУ принимались данные (например, по характеристикам связанным с радиационной безопасностью), а также по системам безопасности других типов блочных и моноблочных РУ, разрабатываемых в один период с базовыми аналогами.

Синтезированным РУ присвоены наименования: «СКЛТ-40» (см. рис. 1) и «СРИТМ-200» (см. рис. 2).

В РУ «СКЛТ-40», «СРИТМ-200» в отличии от РУ КЛТ-40 и РИТМ-200 соответственно внедрены усовершенствованные система аварийного расхолаживания (САР) и система очистки, а также учтены более тяжелые условия по радиационным факторам при возможных авариях.

При этом в РУ «СРИТМ-200» в отличии от РУ «СКЛТ-40» используются: система проливки от гидроаккумуляторов (ГА), система рециркуляции (СР), размыкатели электропитания по давлению (РЭД) и гидроуправляемые пневмораспределители (ТУП).

Рис. 1. Синтезированная РУ «СКЛТ-40»

Синтезированная РУ СКЛТ-40

Система ГВД

Система КД

Пусковой

в конденсатор ТЧ—-{ч"4)-4

Зюятп

воля

Конденсатор ВТГ

кявтг

цзпв

• —<

шгтатсльиая

л к пк

Мг\.....\ ^

А111Г

Yp.It

Пролявочиая вода

цнпк

через Ш-1У контур

Приводы

Технологический конденсатор

Питательная вода

Забортнля

вода

Забортная иода

нштк

Т>-> Заидггная ободочка Г

Система ГВД

Синтезированная РУ СРИТМ-200

кнтк

Конденсатор

ДК ПК

цзпв

Проливочная

Система расхолаживания чер&Ш-Ш контур

Рис. 2. Синтезированная РУ «СРИТМ-200»

Результаты сравнительного анализа показывают, что РУ «СРИТМ-200» за счет моноблочной конструкции имеет меньшее количество оборудования и меньшую протяженность трубопроводов 1 контура, больший объем теплоносителя над активной зоной, а также имеет большее число систем безопасности, что является следствием возрастающих требований и тенденций по обеспечению ядерной и радиационной безопасности в корабельной, судовой и стационарной ядерной энергетике.

РУ «СРИТМ-200» имеет преимущество перед РУ «СКЛТ-40» за счет более высоких показателей надежности оборудования систем нормальной эксплуатации и систем безопасности.

Надежность элементов РУ «СКЛТ-40», как показал анализ, ниже надежности оборудования РУ «СРИТМ-200». Отсюда следует, что вероятность исходных событий и вероятность развития исходных событий в тяжелые аварии выше для РУ «СКЛТ-40», чем для РУ «СРИТМ-200».

Указанные факторы обеспечивают более высокий уровень безопасности РУ «СРИТМ-200» относительно РУ «СКЛТ-40».

Несмотря на эти явные преимущества РУ «СРИТМ-200» перед РУ «СКЛТ-40", в процессе эксплуатации аналогов РУ «СКЛТ-40» - РУ типа КЛТ-40 - подтвержден высокий уровень их безопасности, обусловленный отработанной технологией изготовления оборудования серии указанных РУ и продолжительным опытом их эксплуатации, в ходе которого отработаны технические и организационные мероприятия по обеспечению безопасности.

При таком подходе, основанном на качественном сравнении РУ различного типа, выбор установок сопряжен с большой долей неопределенности. Для сравнения и выбора предпочтительного варианта РУ в диссертационной работе разработана методика оптимизации показателей безопасности, надежности и экономичности.

Третья глава диссертации посвящена разработке методики оптимизации, в которой используются три подхода.

Первый основан на рассмотрении затрат на обеспечение безопасности и потерь, определяемых выходом из строя оборудования и систем установки, облучением обслуживающего персонала и его последующей реабилитации. При таком подходе рассматриваются характеристики безопасности и надежности оборудования конкретной установки с учетом экономических показателей.

Второй подход основан на сопоставлении альтернативных вариантов РУ, имеющих различные показатели надежности, безопасности и связанных с этими показателями экономических характеристиках.

Окончательное решение об оптимальном уровне показателей надежности, безопасности и экономичности принимается путем сопоставления результатов, полученных при использовании предлагаемых выше подходов.

При первом подходе определяются затраты и потери.

Затраты определяются стоимостью систем защиты, потерями вызванными облучением обслуживающего персонала, отказами установки, возможными отказами систем защиты.

Суммарные затраты определяются из следующей зависимости

3= Поб+ Пу+Песз+Зсз , (1)

где Поб- потери связанные с облучением персонала;

Пу— потери, обусловленные повреждением установки; Посз - потери, обусловленные отказом систем защиты; Зсз - затраты на системы защиты. Суммарные потери в связи с облучением обслуживающего персонала согласно НРБ-99 определяются по формуле:

П«=£(гь&+г„(ЬУст , (2)

где бсреднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения стохастических эффектов равное 15 годам;

- среднее сокращение периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов равное 45 годам;

Ст — средний эквивалент потери 1 чел-лет жизни населения; Г;,; — индивидуальный риск облучения от стохастических эффектов; Гщ — индивидуальный риск облучения от детерминированных эффектов. 00

Г,с = \РХЕ)Г^Е> (3)

о

где Р1(Е)с1Е - вероятность для /-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до Е+с1Е;

Е — индивидуальная эффективная доза;

гЕ — коэффициент пожизненного риска - сокращение длительности полноценной жизни на 15 лет на один стохастический эффект. гЕ=5,6х\0'г 1/ чел зВ при Е< 200 мЗв/год; гЕ=\,\хЮ"1 1/ чел зВ при Е> 200 мЗв/год. Риск от детерминированных эффектов для отдельного /-го индивидуума определяется:

Пд=Р,</»Д), (4)

где Р,{В>Д) вероятность для г-го индивидуума быть облученным дозой

больше Д в течение года;

Д — пороговая доза для детерминированного дефекта. В России максимальная оценка жизни человека (согласно данным по компенсациям родственникам жертв катастроф или террористических актов в различных регионах) составляет до 4 млн. руб.

Потери, связанные с повреждением установки равны:

Пу=РахСу (5)

где Ра ~~ вероятность аварии;

Су - стоимость установки без систем защиты.

Потери в связи с отказом систем защиты определяются:

П0Сз=С'у></'0Сз, (6)

где р0сз ~~ вероятность отказа защитных систем, непосредственно связанных с первым контуром (системы проливки, рециркуляции).

Надежность таких защитных систем является фактором экономичности системы «РУ-первый контур-защитная система». Выход из строя такой защитной системы приводит, как правило, к выходу из строя всей РУ.

Оптимум может быть найден, поскольку, чем больше затраты на системы безопасности тем меньше потери, связанные с облучением людей и выводом из действия установки. На рис. 3 изображен характер изменения затрат и потерь.

го о.

I-

го со

4

3,5 3 2,5 2 1,5 1

0,5 0

-потери — - затраты на системы защиты — —суммарные затраты

N /

V /

___.___ ~ - .

Е-6

Е-5 Е-4

Безопасность

Рис. 3. Характер изменения затрат и потерь

Второй подход основан на оптимизации суммы затрат и ущерба, с использованием предложений, изложенных в работах Ковалевича О.М. Методика предполагает разделение затрат на три группы:

- априорные З1 на снижение вероятности аварий;

- априорные 32 на принятии мер по ограничению их последствий;

- апостериорные З3 (когда событие уже реализовалось) на ослабление и локализацию последствий.

Оптимизацию затрат предлагается осуществлять путем поиска минимальных значений функции 3.

3= 3!+ 32+ Зз (7)

Затраты при аварии определяются следующим образом:

П)= 3!(ж)+32(па)+3з(пап) (8)

З^Ж) - затраты на уменьшение частоты IV аварий;

32(Па) - затраты на уменьшение априорных последствий Па;

33(Пап) - затраты на ликвидацию последствий аварий П™.

В первом приближении затраты можно представить в виде соотношения, основанного на следующих положениях:

- чем меньше вероятность чрезвычайной ситуации, тем больше затраты (30 на обеспечение этой вероятности;

- и чем больше затраты (32) на принятие мер по ограничению последствий, тем меньше величина последствий.

Оптимизация сводится к поиску значений частоты ТУ аварий и априорных последствий П\ при которых функция 3 будет иметь минимум.

По оценкам этот подход позволяет получать результаты близкие к результатам полученным в предыдущем подходе.

Третий подход основан на выборе предпочтительного варианта из рассматриваемых альтернативных по трем показателям качества -безопасности, надежности и стоимости. При этом принимается, что остальные показатели качества альтернативных вариантов реакторных установок одинаковые.

Все показатели качества РУ могут быть разделены на три категории:

- показатели назначения, которые характеризуют основное назначение

РУ;

- показатели эффективности, которые определяют качество выполнения задач;

- экономические показатели, которые определяют затрата на создание эксплуатацию и утилизацию РУ.

В качестве показателей назначения РУ рассматриваются мощность реактора, расход и параметры пара.

Как уже отмечалось, в качестве показателей эффективности рассматривались:

- показатели безопасности, характеризующие свойства РУ не переходить в опасное состояние, не оказывать вредного воздействия на обслуживающий персонал, технические средства и окружающую среду;

- показатели надежности, характеризующие способность сохранять свойства, необходимые для выполнения заданного назначения при нормальных условиях эксплуатации РУ в течение заданного времени.

В качестве экономических показателей рассматривались приведенные затраты средств на создание и эксплуатацию.

К экономическим показателям отнесены:

- стоимость проектирования, включая затраты на НИОКР и создание наземных стендов-прототипов,

- стоимость изготовления;

- стоимость ремонта в связи с возможными авариями, в том числе систем безопасности;

- стоимость судна, учитывающее размещение и функционирование РУ.

Обобщенный показатель качества в виде свертки представляет функцию, устанавливающую связь с единичными (групповыми) показателями качества.

Такая функция может быть представлена в виде зависимости типа:

Я=/(с,*,) (9)

где .К - обобщенный показатель качества; к, — единичный нормированный и стандартизированный показатель качества; — весовой коэффициент; 1=1..п; п - число показателей качества; /(&,) - функция единичных показателей качества.

Приведенная функция может иметь аддитивный или мультипликативный вид.

Выбор предпочтительного варианта РУ выполняется путем сравнения их обобщенных показателей качества.

Оценки показывают, что при использовании подхода основанного на соотношении потерь и затрат, близкой к оптимальной является установка на базе судовой РУ типа КЛТ-40.

При использовании комплексного подхода некоторые преимущества имеет РУ на базе РИТМ-200.

При выполнении этих оценок установлено, что облучение обслуживающего персонала оказывает незначительное влияние на определение оптимальной РУ.

Большее влияние на выбор оптимального варианта РУ имеют вероятности аварий РУ^и отказы защитных систем, связанных с первым контуром и предназначенных только для защиты активной зоны от аварий. К таким системам относятся системы проливки от гидроаккумуляторов, рециркуляции, РЭД и ГУП.

Для повышения безопасности перспективных РУ должен быть использован принцип совмещения функций систем безопасности с функциями систем, работающих при нормальной эксплуатации, что позволяет снизить вероятность несрабатывания систем в случае необходимости их использования.

В четвертой главе выполнен анализ влияния систем защиты на ядерную безопасность судовых реакторных установок.

Расчеты выполнялись автором совместно с сотрудником Инспекции Государственного Надзора по ядерной безопасности Бухариным В.X. с использованием пакета прикладных программ «БАРС», разработанного в 2005-2006 гг. в СПб АЭП под руководством д.т.н., профессора Ершова Г.А. Результаты расчетов использовались при выполнении анализа влияния систем защиты на обеспечение ядерной безопасности реакторной установки. Передача результатов расчетов осуществляется по требованию в виде отчета,

в текстовом файле формата doc. Пример схемы функциональной целостности представлен на рис. 4. Схематическая модель и программное обеспечение позволили выполнить анализ влияния на безопасность систем защиты РУ «СРИТМ-200» при различных исходных событиях возможных аварий для транспортных реакторных установок.

В качестве критерия безопасности принималась вероятность повреждения топлива (ВПТ) за 8760 ч (один год) непрерывной работы реакторной установки «СРИТМ-200». При этом консервативно принималось, что повреждение топлива наступает с момента начала оголения твэлов активной зоны.

Анализ аварий показал, что в большинстве случаев использование системы проливки от ГА и CP не оказывает влияния на последствия аварий, что позволяет сделать вывод об избыточности этих систем и рекомендовать проектанту РУ об их исключении из состава реакторной установки. Также целесообразно более глубокое обоснование необходимости использования в качестве систем защиты РЭДов и ГУПов

Результаты расчетов ВПТ при различных ИС представлены в табл. 4.

Рис. 4. Пример схемы функциональной целостности

Таблица 4

Результаты расчетов ВПТ при различных ИС

Номер Исходное событие ВПТ при использовании всех систем защиты, 1/реактор год ВПТ при невозможности использования или отсутствии СБ, 1/реактор год

строки САР ГА СР СРиГА

1 Течь теплоносителя на неотключаемом участке 1 контура при полном обесточивании 5,24х10"7 5,04х10"7 7,13 хЮ"6 - -

2 Разрушение стойки ЦКГ крышки реактора 4,54x10"8 1,22x10'6 - - -

3 Разгерметизация трубопровода подключения КД к 11ГБ 5,3 8x10"8 1,71x10"® 1,45x1с-6 2,12хЮ"7 2,74x10-®

4 Разгерметизация трубопровода возврата теплоносителя 1 контура от системы расхолаживания через теплообменник фильтров на отключаемом участке 9,47х10'п 4,79x10'9 1,94х10"9 3,25x10-10 3,55x10"9

5 Разгерметизация трубопровода отбора теплоносителя 1 контура для очистки и расхолаживания 7,90x10"8 3,99х10"6 1,62x10"® 2,71 хЮ'7 3,05хЮ-6

6 Разгерметизация трубки холодильника ЦНПК 9,15хЮ"10 8,85х10"8 2,56хЮ-9 9,32x109 1,43x10"7

Продолжение таблицы 4

Номер строки Исходное событие ВПТ при использовании всех систем защиты, 1/реактор год ВПТ при невозможности использования или отсутствии СБ, 1/реактор год

САР ГА СР СРиГА

7 Разгерметизация трубопровода возврата теплоносителя 1 контура от системы расхолаживания 2,72*10-8 6,2х10'7 7,35 хЮ"7 1,07x10"7 1,38x1с"6

8 Разгерметизация трубки теплообменника 1-3 контуров БОиР 5,03 хЮ"8 5)19х10"6 9,26x10"® Не требуется -

9 Разгерметизация полным сечением трубопровода БИбО подключения КД кПГБ 7,43x10-8 3/79Х10-6 1Д4ХЮ"6 1,55хЮ"7 1/74Х10"6

10 Разрыв трубопровода возврата теплоносителя 1 контура от системы расхолаживания на отключаемом участке 1,24x10-" 6,28хЮ"10 2,54x10"10 4,26x10"'1 4,65x10-'°

И Разрыв полным сечением трубопровода отбора теплоносителя 1 контура на очистку и расхолаживание 8,25х10'8 4,21x1с"6 1,27хЮ"6 1,72х10"7 1,94x1с"6

12 Разрыв полным сечением трубопровода возврата теплоносителя 1 контура из очистки и расхолаживания на неотключаемом участке трубопровода 1 контуре 4.69ХЮ"9 2,37х.Ю"7 9,63 хЮ"8 1,61хЮ"8 1,81хЮ"7

В заключении сформулированы основные результаты работы:

1. Рассмотрены требования к безопасности, надежности и экономичности судовых реакторных установок, регламентированные существующими документами.

2. Проанализированы тенденции развития реакторных установок атомных электростанций. Технические решения, принимаемые для обеспечении безопасности и надежности РУ атомных станций, принципиально не отличаются от рекомендуемых для судовых реакторных установок. Для РУ и ЛЭУ различного назначения требования к экономическим показателям не регламентированы.

3. Рассмотрены тенденции развития отечественных судовых реакторных установок. Технические решения, реализованные при создании российских судовых реакторных установок, принципиально отличаются от решений, принятым при создания стационарных РУ. Отличия в основном касаются элементов активных зон, некоторых принципов компоновки, типа парогенератора и компенсатора объема. За период существования судовой энергетики сменилось три поколения и в настоящее время создается четвертое. Каждое поколение характеризуется повышением надежности и безопасности, в частности за счет введения новых систем защиты. Представляется, что 4-е поколение РУ характеризуется избыточностью числа систем защиты. Тем более, что при создании 4-го поколения РУ внедрены принципы концепции «течь перед разрушением», а также предусматривается развитая система диагностики основного оборудования.

4. Характер развития требований МАГАТЭ к реакторным установкам связан с переходом к использованию количественных показателей безопасности.

Это касается установления связи уровней защиты в глубину с количественными целями безопасности, развития вероятностного анализа безопасности, применение на ранней стадии проектирования методов системной оценки риска и принимаемых решений, развитие интерактивного процесса проектирования.

5. Выполнен анализ требований норм радиационной безопасности. Отмечается необходимость учета экономических аспектов при рассмотрении радиационной безопасности.

6. Рассмотрены основные характеристики систем, влияющих на безопасность судовых РУ типа КЛТ-40 и РИТМ-200.

7. На базе РУ КЛТ-40, ОК-900 и РИТМ-200, КЛТ-40с синтезированы реакторные установки для оценки влияния на безопасность РУ уровня их надежности, а также числа и характеристик систем безопасности:

8. Предложена методика оптимизации безопасности, надежности и стоимости, основанная на многокритериальном подходе.

9. Выполненная оптимизация безопасности по условиям минимизации затрат показала, что предпочтительнее является синтезированная реакторная установка «СКЛТ-40», которая обеспечивает достаточный уровень

безопасности при меньших по сравнению с установками «СРИТМ-200» затратах.

10. При использовании комплексного критерия качества предпочтительнее является установка «СРИТМ-200». Однако число систем безопасности (в первую очередь, защитных систем безопасности) РУ «СРИТМ-200» представляется избыточным.

11. Проанализировано влияние систем защиты на безопасность реакторных установок. Анализ показал, что ряд систем защиты реакторных установок являются избыточными и требует более глубокого обоснования их использования в составе РУ.

12. При корректировке нормативных документов целесообразно предусмотреть выполнение анализа безопасности с учетом экономических характеристик.

13. Целесообразно проектантам РУ разработать более глубокое обоснование необходимости использования в качестве систем защиты РЭДов и ГУПов, а также системы рециркуляции.

14. При обеспечении безопасности перспективных РУ должен быть использован принцип совмещения функций систем безопасности с функциями систем, работающих при нормальной эксплуатации. Это позволит повысить надежность систем защиты, снизив вероятность несрабатывания в случае необходимости их использования.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах: I. В изданиях, рекомендованных Перечнем ВАК РФ:

1. Федотов П.А., Волков A.C. К вопросу создания и отработки современных систем управления АЭУ. Научно-технический и производственный журнал, Судостроение №1,2011, С. 26-28. (автор - 80 %)

П. Прочие публикации:

2. Федотов П.А. Основные принципы построения алгоритмов оперативного диагностирования ГЭУ на основе штатного параметрического контроля. Материалы IV внутриотраслевой молодежной научно-технической конференции «Взгляд в будующее-2006», ОАО «ЦКБ МТ «Рубин», 2006, С. 213-219. (автор - 100 %)

3. Гавриленко А.М., Третьяков A.B., Федотов П.А., Волков A.C. Разработка методических и типовых конструктивно-технологических решений по обеспечению безопасности ПЛ при различных эксплуатационных рисках. Шифр «Безопасность». Отчет по ОКР, ОАО «ЦКБ МТ «Рубин», 2012, 400 стр. (автор-40%)

Кроме того, в закрытых изданиях ОАО «ЦКБ МТ «Рубин», 1 ЦНИИ МО РФ, ОАО «ОКБМ «Африкантов», «BMA имени Н.Г. Кузнецова», ЦНИИ КМ «Прометей», и «ГНЦРФ «ФЭИ имени А.И. Лейпунского» опубликовано 14 статей по теме диссертационной работы.

Издательство СПбГМТУ, Лоцманская, 10 Подписано в печать 04.12.2012. Зак. 4430. Тир.80.1,1 печ. л.

1 Анализ требований нормативной документации к обеспечению ЯРБ отечественных и зарубежных РУ.

1.1 Анализ требований МАГАТЭ к ядерной и радиационной безопасности.

1.2 Тенденции развития ядерных реакторных установок АЭС.

1.3 Тенденции развития отечественных судовых реакторных установок.

1.4 Тенденции развития зарубежных корабельных реакторных установок.

1.5 Тенденции развития требований МАГАТЭ к ядерным энергетическим установкам.

1.6 Анализ требований к радиационной безопасности.

1.7 Анализ требований нормативной документации безопасности, надежности и стоимости.

2 Синтез альтернативных вариантов судовых реакторных установок.

2.1 Сравнительный анализ судовых реакторных установок, основные характеристики, оценка свойств.

2.2 Анализ безопасности судовых реакторных установок.

2.3 Сравнительный анализ показателей надежности РУ КЛТ-40 и РИТМ-200.

2.4 Синтез предлагаемых для рассмотрения синтеза судовых РУ.

3 Методика оптимизации показателей безопасности, надежности и экономичности.

3.1 Методика, основанная на оптимизации безопасности установки.

3.2 Методика, основанная на сравнительном анализе РУ.

4 Анализ влияния систем защиты на обеспечение ядерной безопасности реакторной установки.

4.1 Анализ аварии при «малой» течи теплоносителя на неотключаемом участке 1 контура при полном обесточивании.

4.2 Анализ аварии с разрушением стойки ЦКГ крышки реактора.

4.3 Анализ аварии с разгерметизацией трубопровода подключения КД к ПГБ.

4.4 Анализ разгерметизации трубопровода возврата теплоносителя 1 контура от системы расхолаживания через теплообменник фильтров на отключаемом участке.

4.5 Анализ разгерметизации трубопровода отбора теплоносителя

1 контура для очистки и расхолаживания.

4.6 Анализ разгерметизации трубки холодильника ЦНПК.

4.7 Анализ разгерметизации трубопровода возврата теплоносителя

1 контура от системы расхолаживания.

4.8 Анализ разгерметизация трубки теплообменника 1-3 контуров БОиР.,

4.9 Анализ разгерметизации полным сечением трубопровода ЭМбО подключения КД к ПГБ.

4.10 Анализ разгерметизации трубопровода возврата теплоносителя

1 контура от системы расхолаживания на отключаемом участке.

4.11 Анализ разгерметизации полным сечением трубопровода отбора теплоносителя 1 контура на очистку и расхолаживание.

4.12 Анализ разгерметизации полным сечением трубопровода возврата теплоносителя 1 контура из системы очистки и расхолаживания на неотключаемом участке трубопровода 1 контура.

Одним из важнейших показателей качества ядерной реакторной установки (далее - реакторной установки (РУ)) является безопасность (ядерная, радиационная). Ядерная безопасность - это совокупность свойств ядерной реакторной установки, состояний технических средств и организационных мер, исключающих с определенной вероятностью ядерную аварию. Последствия ядерных аварий связаны с выходом из строя активной зоны, реакторной установки и объекта использования ядерной энергии на время замены активной зоны и/или реакторной установки (реакторного помещения), радиационным воздействием на обслуживающий персонал, население и окружающую среду. Радиационная безопасность - совокупность конструктивных, схемно-компоновочных решений и организационных мер, ограничивающая при нормальной эксплуатации и авариях ЯЭУ радиационное воздействие на обслуживающий персонал и технические средства судна, сопрягаемые объекты и на окружающую среду в установленных пределах. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности ЯЭУ представляет собой многоэтапную, многоуровневую замкнутую систему создания, строительства и эксплуатации ЯЭУ, основной целью которой является обеспечение их безопасности при монтаже, испытаниях и эксплуатации.

Ядерная и радиационная безопасность должны обеспечиваться на всех стадиях жизненного цикла, включая проектирование (обоснование безопасности), изготовление и монтаж, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию (включая ремонт и перезарядку реакторов), снятие с эксплуатации. При проектировании закладываются технические решения, направленные на обеспечение ядерной и радиационной безопасности, определяются требования к изготовлению РУ, определяются условия и пределы нормальной и безопасной эксплуатации.

Существуют два основных направления обеспечения безопасности реакторных установок [1]:

Первое направление предусматривает технические решения, направленные на создание безопасного потенциального источника ядерных аварий, которым является реактор с активной зоной и теплоносителем первого контура. Если не рассматривать нетрадиционные конструкции, то безопасность источника реализуется за счет использования принципа «самозащищенности» (отрицательные эффекты реактивности реактора (температурный, паровой, мощностной), высокая теплоаккумулирующая способность, естественная циркуляция теплоносителя 1 контура, достаточная для расхолаживания реактора, минимальная протяженность трубопроводов 1 контура, выполнение для них концепции «течь перед разрушением», запас прочности оборудования 1 контура), который также называют «естественной безопасностью» или принципом внутренне присущей безопасности.

Второе направление - это обеспечение глубокоэшелонированной защиты путем создания барьеров на пути потенциально-возможного распространения радиоактивных излучений и веществ, а также организация последовательных уровней защиты этих барьеров от внутренних и внешних воздействий. Глубокоэшелонированная защита предусматривает использование в составе РУ комплекса систем защиты от аварий, называемых системами безопасности (СБ). Это могут быть системы защиты от воздействия внутренних факторов (отказы, неправильные действия обслуживающего персонала) и внешних факторов (техногенные и природные катастрофы).

Практически обеспечение безопасности реализуется за счет комплексного использования обоих указанных направлений.

Вместе с тем, как показывает опыт проектирования, предпочтение отдается развитию и совершенствованию систем безопасности, а в составе РУ - защитных систем безопасности.

Каждое новое поколение РУ, как правило, характеризуется появлением новых систем безопасности. Этот процесс особенно интенсифицировался после крупных аварий атомных электростанций в США, СССР и будет развиваться в связи с природной катастрофой в Японии.

В настоящее время большее внимание уделяется защите от внутренних факторов, что проявилось в увеличении числа систем безопасности, как в составе РУ, так и в составе объекта использования РУ (атомные суда, атомные электростанции и др. объекты).

Между тем, увеличение числа систем защиты привело к возрастанию капитальных затрат на создание ядерных энергетических установок объекта до такой степени, что строительство атомных электростанций в ряде стран приостановилось, а в некоторых странах было полностью свернуто. По оценкам различных специалистов затраты на обеспечение безопасности АЭС стали составлять до 40 % от общей стоимости. В настоящее время капитальные затраты на АЭС отнесенные к мощности ядерной реакторной установки в кВт колеблются в диапазоне от 2000 до 5000 дол. США [1].

Кроме того, применение большого количества систем защиты, в ряде случаев включающихся в работу только при аварии, приводит к снижению надежности и безопасности в связи с возможностью отказа собственно систем защиты при нормальной работе реакторной установки.

При этом, экономические потери в связи с отказом системы защиты могут быть достаточно велики, поскольку они определяются не только затратами на устранение последствий отказа, но и простоем объекта использования РУ (например, судна, плавучей атомной электростанции).

При совершенствовании РУ и создании новых РУ решают следующие проблемы:

- надежность оборудования за счет улучшения конструкции и применения новых материалов;

- безопасность реакторных установок за счет увеличения количества систем защиты, а также использования принципов резервирования, разнообразия, разделения и независимости.

В этом случае задача оптимизации может быть сформулирована следующим образом, а именно, определение уровня надежности и безопасности при минимизации затрат в течение жизненного цикла установки и ограничениях, накладываемых на показатели надежности и безопасности (надежность и безопасность не должны быть ниже определенного уровня).

Таким образом, необходимо найти решение задачи многокритериальной или векторной оптимизации, поскольку должна осуществляться оптимизация совокупности следующих свойств РУ: безопасности, надежности и экономичности.

На практике указанную задачу можно свести к задаче скалярной оптимизации, где целевой функцией является экономичность, а критерии безопасности и надежности принимаются в качестве ограничений.

В последнее время стало актуальным обращать внимание на необходимость снижения затрат при модернизации и создании новых ядерных энергетических установок.

Появились требования к реализации концепции социально приемлемого риска, имеющей целью минимизацию ядерного и радиационного рисков (как компонентов совокупного техногенного риска). Однако в этих требованиях не находит отражения оптимизация затрат на обеспечение безопасности.

Становится очевидным, что повышение безопасности обеспечивается за счет повышения надежности реакторной установки, а увеличение числа систем защиты (защитных систем безопасности) снижает надежность реакторной установки и повышает стоимость ее изготовления.

В связи с этим представляется целесообразным выполнить оптимизацию безопасности с учетом ее связи с надежностью и экономичностью.

В настоящее время интенсивно ведется работа по созданию нового поколения АЭС, а также транспортных реакторных установок в составе плавучей атомной электростанции и атомного ледокола нового поколения. Одной из основных задач заявленных при создании ядерных энергетических установок этих объектов является обеспечение высоких показателей безопасности, надежности и экономичности.

В то же время, несмотря на то, что принципы проектирования транспортных реакторных установок сформулированы и начато строительство головной плавучей АЭС нового поколения, а также развернуты проектные работы по реакторной установке ледокола, дискуссия о конкретных путях реализации поставленных задач, позволяющих обеспечить оптимальные показатели надежности, безопасности и экономичности реакторных установок продолжаются. Во многом это объясняется тем, что получил распространение и используется подход к решению указанных задач, основанный на опыте проектирования и эксплуатации без привлечения математического аппарата.

Таким образом, разработка принципов оптимизации безопасности, надежности и экономичности реакторных установок является актуальной.

Результаты оптимизации безопасности судовых реакторных установок позволят разработать рекомендации по обеспечению надежности и безопасности РУ на требуемом уровне и снижению затрат на их создание и эксплуатацию.

Целью работы является разработка методики многокритериальной оптимизации безопасности, надежности и стоимости транспортных реакторных установок.

Для достижения этой цели потребуется решить следующие задачи:

1 Выполнить анализ обеспечения ядерной и радиационной безопасности отечественных и зарубежных реакторных установок и действующей нормативной документации, касающейся безопасности РУ.

2 Выполнить синтез альтернативных вариантов транспортных реакторных установок, произвести качественный сравнительный анализ их основных характеристик (безопасность, надежность, стоимость).

3 Разработать методику оптимизации ядерной безопасности транспортных реакторных установок.

4 Выполнить аналитические оценки влияния систем защиты на обеспечение безопасности ядерных установок.

Научная новизна диссертации заключается в разработке методики оптимизации безопасности, надежности и стоимости транспортных РУ.

Обоснованность полученных научных результатов подтверждена использованием классического математического аппарата, а также сопоставлением полученных данных с данными опыта проектирования и эксплуатации.

Практическая ценность работы заключается в использовании подходов, которые намечено разработать в диссертации, при проектировании перспективных и эксплуатирующихся судовых реакторных установок. Научно обоснованная оптимизация безопасности, надежности и экономичности судовых РУ должна привести к снижению радиационных рисков и снижению затрат при создании транспортных РУ.

Оценка ожидаемой эффективности и результативности реализации работы будет определяться предотвращенным экономическим ущербом за счет снижения вероятности аварий и аварийных ситуаций, экономией расходов на создание транспортных реакторных установок.

Предварительные результаты работы обсуждались со специалистами организации-проектанта транспортных реакторных установок и получили поддержку.

Основные результаты диссертации могут быть использованы специалистами организаций-проектантов реакторных установок, организаций проектантов объектов использования транспортных РУ, а также студентами высших учебных заведений машиностроительного профилей и курсантами морских училищ.

Заключение

В процессе выполнения работы получены следующие основные результаты:

1. Предложен подход к оптимизации основных показателей надежности, безопасности и стоимости, основанный на методах многокритериальной оптимизации.

2. Рассмотрены требования к безопасности, надежности и экономичности судовых реакторных установок, регламентированные в существующих документах.

3. Проанализированы тенденции развития ядерных реакторных установок атомных электростанций. Технические решения, принимаемые для обеспечении безопасности и надежности РУ атомных станций, принципиально не отличаются от рекомендуемых для судовых ядерных реакторных установок. Для РУ и ЯЭУ различного назначения требования к экономическим показателям не регламентированы.

4. Рассмотрены тенденции развития отечественных судовых ядерных реакторных установок. Технические решения, реализованные при создании российских судовых ядерных реакторных установок, принципиально отличаются от решений, принятым при создания стационарных РУ. Отличия в основном касаются элементов активных зон, некоторых принципов компоновки, типа парогенератора и компенсатора объема. За период существования судовой энергетики сменилось 3 поколения и в настоящее время создается четвертое. Каждое поколение характеризуется повышением надежности и безопасности, в частности за счет введения новых систем защиты. Представляется, что 4 поколение РУ характеризуется избыточностью числа систем защиты. Тем более, что при создании 4 поколения РУ внедрены принципы концепции "течь перед разрушением", а также предусматривается развитая система диагностики основного оборудования.

5. Характер развития требований МАГАТЭ к ядерным реакторным установкам связан с переходом к использованию количественных показателей безопасности.

Это касается установления связи уровней защиты в глубину с количественными целями безопасности, развития вероятностного анализа безопасности, применение на ранней стадии проектирования методов системной оценки риска и принимаемых решений, развитие интерактивного процесса проектирования.

Подход к обеспечению безопасности основывается на таких принципах, как:

- вероятности состояний, которые могут привести к значительным, но еще допустимым дозам облучения, должны быть очень малы.

- определить уровень частоты событий, ниже которого не выдвигаются требования о дополнительных технических мерах безопасности вследствие чрезвычайно низкой вероятности событий в частности маловероятных тяжелых аварий с потенциально значительными последствиями для населения, поскольку в связи с самозащищённостью, вероятность таких аварий очень мала.

6. Выполнен анализ требований норм радиационной безопасности. Отмечается необходимость учета экономических аспектов при рассмотрении радиационной безопасности.

7. Предложены методы оптимизации ядерной и радиационной безопасности на основе минимизации затрат (ущерба) при ограничениях по надежности, а также на основании многокритериального подхода.

8. Выполнено рассмотрение основных характеристик, влияющих на безопасность, судовых РУ КЛТ-40 и РИТМ-200.

9. На базе РУ КЛТ-40 и РИТМ-200 синтезированы реакторные установки с использованием тенденций развития ядерной энергетики для оценки влияния на безопасность уровня надежности и вида систем безопасности.

10. Выполненная оптимизация безопасности, определяемая внутренними факторами, по условиям минимизации затрат показала, что предпочтительнее являются реакторные установки типа КЛТ-40, которые обеспечивают достаточный уровень безопасности при меньших по сравнению с установками типа РИТМ-200 затратах.

11. При использовании комплексного критерия качества предпочтительными являются установки типа РИТМ-200. Однако уровень безопасности этих установок представляется избыточным.

12. Проанализировано влияние систем защиты на безопасность реакторных установок. Анализ показал, что ряд систем защиты корабельных ядерных реакторных установок являются избыточными и требует более глубокого обоснования их необходимости.

13. При корректировке нормативных документов целесообразно предусмотреть выполнение анализа безопасности с учетом экономических характеристик. Это позволит с научных позиций подходить к выбору систем обеспечения безопасности.

14. К нормированию критериев безопасности судовых РУ необходимо подходить с учетом экономических факторов.

15. Целесообразно проектантам РУ разработать более глубокое обоснование необходимости использования в качестве систем защиты РЭДов и ГУПов, а также системы рециркуляции.

16. При обеспечении безопасности перспективных РУ должен быть использован принцип совмещения функций систем безопасности с функциями систем, работающих при нормальной эксплуатации. Это позволит повысить надежность систем защиты, снизив их вероятность несрабатывания в случае возникновения аварии.

Перечень условных обозначений и сокращений

АЗ - аварийная защита

АПН - аварийный питательный насос

АС - атомная станция

АЦН - аварийный циркуляционный насос

АЭС - атомная электростанция

БОиР - блок очистки и расхолаживания

ВВЭР - водоводяные энергетические ядерные реакторы

ВПТ - вероятность повреждения топлива

ГА - гидроаккумулятор

ГВД - газ высокого давления

ГРЩ - главный распределительный щит

ГУП - пневмораспределитель гидроуправляемый

ЕЦ - естественная циркуляция

ЗО - защитная оболочка (ограждение)

ИС - исходные события

ИМ - исполнительный механизм

КГ - компенсирующие группы

КД - компенсатор давления

КПС - конденсатно-питательная система

КЯЭУ - корабельная ядерная энергетическая установка

МАГАТЭ - международное агентство по атомной энергии

НД - нормативная документация

НИОКР - научно-исследовательская опытно-конструкторская работа

НРБ - нормы радиационной безопасности

НКВ - нижний концевой выключатель

ОИАЭ - объекты использования атомной энергии

ОСПОРБ - основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности

ПАР - пульт аварийного расхолаживания

ПАЭС - плавучие атомные электростанции

ПГ - парогенератор

ПГБ - парогенерирующий блок

ПКГ - периферийная компенсирующая группа

ПКС - подкритическое состояние

ПЛА - атомная подводная лодка

ППН - пусковой питательный насос

Ш1У - паропроизводящая установка

ПС - предупредительная сигнализация

ПТУ - паротурбинная установка

РУ - реакторная установка

РО - рабочие органы компенсирующих групп

РПН - резервный питательный насос

РЭД - размыкатель электропитания по давлению

СВБ - система важная для безобасности

ССАД - система снижения аварийного давления

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны

САР — система аварийного расхолаживания

СБ - системы безоасности

СКГ - средняя компенсирующая группа

СОЗО - система орошения защитной оболочки

СУЗ - систему управления и защиты реактора спот - система пассивного отвода тепла

СР - система рециркуляции твэл - тепловыделяющий элемент

ТО - теплообменник

ТПР - течь перед разрушением

РУ - реакторная установка

ЦЗПВ - цистерна запаса питательной воды

ЦКГ - центральная компенсирующая группа

ЦНПК - циркуляционный насос первого контура

ЦНР - циркуляционный насос расхолаживания

ЦПУ - центральный пульт управления

ЭКН - электроконденсатный насос

ЭМР - электромеханический распределитель

ЭМСАОР - электромеханическая система аварийной остановки реактора

ЭСМ - экстренное снижение мощности

ЯР - ядерный реактор

ЯРБ - ядерная и радиационная безопасность

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

1. Маргулис УЯ. Атомная энергия и радиационная безопасность. -М.Энергоатомиздат, 1988. 224 с.

2. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. Использование вероятностного анализа при обосновании безопасности АЭС-2006, проектируемой для площадки Нововоронежской АЭС. Атомная энергия, том 106, вып.З, март 2009. С. 123 129.

3. Rasmussen N.G. Reactor Safety Study, Nuclear Power Plant, 1975. 201 c.

4. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-97. М. Энергоатомиздат. 1998. - 39 с.

5. Петросянц A.M. Ядерная энергетика. Издательство "Наука". Москва, 1981.-272 с.

6. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. -М. Атомиздат, 1977. 216 с.

7. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов корабельных ядерных энергетических установок П-КЯЭУ. Москва, 2008. - 42 с.

8. Правила устройства безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89). Москва. Энергоатомиздат. 1990. - 104 с.

9. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПНАЭ Г-1-024-90). Москва, 1991. - 46 с.

10. Правила ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов (НП-029-01), 2001 26 с.

11. Батырев А.Н. Ядерные энергетические установки, зарубежные страны- СПб, Судостроение, 1994. 328 с.

12. Петров С.А. Состояние и перспективы развития корабельных ЯЭУ иностранных флотов. Издательство "Судостроение", 2009. - 72 с.

13. Исаев А.Н. Потенциальная эволюция требований МАГАТЭ по безопасности для инновационных энергетических реакторов. Атомная техника за рубежом, №2, 2008. С. 11-17.

14. Общие положения обеспечения ядерной и радиационной безопасности корабельных ядерных энергетических установок (ОПБ-К-98/05). Москва, 2005,- 36 с.

15. Правила ядерной безопасности корабельных ядерных энергетических установок (ПБЯ-В.08-88/05). Москва, 2005. - 80 с.

16. Культура безопасности. Серия изданий по безопасности. МАГАТЭ, Вена, 1991. -51 с.

17. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).Санитарные правила и нормы СанПиН 2.6.1.2523-09 М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 2009. - 96 с.

18. Годовой научно-технический отчет, Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Афри-кантов», 2011.

19. Характеристики средств аварийной проливки (САОЗ) и систем аварийного расхолаживания судовых ядерных установок. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов» ЦПКУ.213.058Д62010.

20. Технический проект КЛТ-40. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2001.

21. Технический проект КЛТ-40М. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2002.

22. Технический проект РУ РИТМ-200. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2009.

23. Программа «Развитие гражданской морской техники» на 2009-2011 годы. Москва, 2008. - 243 с.

24. ТОБ РИТМ-2000. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2009.

25. ТОБ КЛТ-40. Н. Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2001.

26. Анализ надежности РУ РИТМ-200. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2009.

27. Ковалевич О.М. Современные задачи вероятностного анализа безопасности объектов использования атомной энергии. Атомная энергия, том 104, вып.2, февраль 2008. - 128 с.

28. Гуткин JI.C. Современная радиоэлектроника и её проблемы. М: Советское радио, 1980. - 191 с.

29. Азгольдов Г.Г. Теория и практика оценки качества товаров (основы квалиметрии) М. Экономика, 1982. - 256 с.

30. Бор С.М. Методы оценки качества ядерных реакторных установок. СПбГПУ, 2004г. 80 с.

31. Шор Я.Б. Статистические методы анализа и контроля качества и надежности. М: Советское радио, 1962. - 552 с.

32. Фишберн П.Т. Теория полезности для принятия решений. М: Наука 1978.-352 с.

33. Затолокин В.М. Методы анализа качества продукции. М, Финансы и статистика, 1985. - 216 с.

34. Фомин В.Н. Квалиметрия. Управление качеством. Сертификация: учебное пособие для вузов. М: Ось - 89, 2008. - 384 с.

35. Бор С.М., Волков A.C. Методы оптимизации характеристик ядерных реакторных установок. Санкт-Петербург, 2010. - 204 с.

36. ГОСТ 23554-79. Экспертные методы оценки качества продукции.

37. РД 50-149-179. Методические указания по оценке качества продукции.- М, Издательство стандартов, 1979.

38. Горлинский В.А., Кутьков В.А. и др. Обеспечение радиационной безопасности человека и природной среды на всех этапах жизненного цикла ПАЭС.- Атомная энергия, том 107, №2, август 2009. С. 95-103.

39. Азальдов Г.Г, Райхман Э.П. Экспертные методы в оценке качества товаров. М. Экономика, 1974. - 151 с.