автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.02, диссертация на тему:Безопасность перегрузки ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором

003483804

На правах рукописи

ФЕДОСОВСКИЙ Михаил Евгеньевич

БЕЗОПАСНОСТЬ ПЕРЕГРУЗКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ЭНЕРГОБЛОКАХ С ВОДО-ВОДЯНЫМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМ РЕАКТОРОМ

Специальность 05.26.02 - Безопасность в чрезвычайных ситуациях (энергетика)

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

9 НОЯ

Санкт-Петербург - 2009

003483804

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" на кафедре "Управление и защита в чрезвычайных ситуациях"

Научный руководитель доктор техн. наук, профессор

Гуменюк Василий Иванович

Официальные оппоненты: - доктор техн. наук, профессор

Боровков Валерий Михайлович

— доктор техн. наук, с.н.с.

Симоновский Юрий Михайлович

Ведущая организация -ОАО "Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова", Нижний Новгород.

Защита состоится 08 декабря 2009 г. в 16-00 на заседании диссертационного совета Д 212.229.04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу:

195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, 29

в аудитории 411 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет"

Автореферат разослан "06" ноября 2009 г.

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета.

Факс: (812)-552-6552

E-mail: kgl210@mail.ru

Ученый секретарь

диссертационного совета

Григорьев К.А.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Ядерная энергетика относится к числу базовых отраслей, которые во многом определяют темпы развития промышленности и социальной сферы. В связи с этим в Российской Федерации планируется строительство ряда АЭС нового поколения и модернизация действующих АЭС, направленная на продление их ресурса и увеличение срока эксплуатации. При этом значительное внимание уделяется повышению безопасности АЭС.

Как показывает опыт эксплуатации АЭС, существенный вклад в показатели безопасности работы АЭС вносят стояночные режимы работы и, в первую очередь, режимы, связанные с перегрузкой ядерного топлива. По данным фирмы \Vestinghouse между 2002 и 2005 годами на американских АЭС было зарегистрировано 125 событий, повлекших повреждение топливных сборок на операциях по перемещению ядерного топлива (ЯТ), которые явились источниками чрезвычайных ситуаций (ЧС). Подобные инциденты имеют место и на российских АЭС.

Основной целью модернизации оборудования по перегрузке ЯТ наряду с повышением безопасности перегрузки является повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ). Повышение КИУМ достигается путем увеличением скоростей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и переходом на автоматизированные режимы работы.

Проведение перегрузки ЯТ в автоматизированном режиме управления существенно повышает требования к системе управления в части обеспечения безопасности, т.к. оперативный персонал в этом случае уже не может полностью контролировать процесс перегрузки.

В то же время разработка требований по обеспечению безопасности для сложного объекта, которым является технологический комплекс перегрузки ЯТ, не может быть выполнена без проведения детального системного анализа безопасности и выработки рекомендаций по оптимизации структуры системы управления, объему защит и блокировок, регламенту тестовых проверок и испытаний, а также другим параметрам создаваемого и модернизируемого оборудования.

Вероятностный анализ безопасности стояночных режимов, включающий режимы перегрузки ЯТ, проводимый в настоящее время, не дает детального представления о влиянии тех или иных элементов перегрузочного оборудования, условий эксплуатации, ошибок оперативного и обслуживающего персонала на возможность возникновения аварий при перегрузке топлива.

Работы в этом направлении сдерживаются, в первую очередь, отсутствием методических материалов системного анализа, учитывающих специфику технологического процесса перегрузки ЯТ и возможные причины и условия его повреждения.

Таким образом, тема диссертационной работы, посвященная разработке методики системного анализа безопасности перегрузки ЯТ, является актуаль-

ной, так как позволяет корректно сформулировать требования к безопасности, ограничения и допущения при формировании модели безопасности процесса перегрузки, провести оценку безопасности технологических операций с ЯТ, повысить коэффициент использования установленной мощности с соблюдением условий и пределов безопасности и снизить риски ЧС на энергоблоках.

Целью работы является повышение уровня безопасности перегрузки ядерного топлива, что позволит улучшить нероятпостпо-времепные и экономические характеристики перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом.

Научная задача работы. На основе теории вероятностей и теории надежности структурно-сложных технических систем разработать научно-методический аппарат обеспечения безопасности перегрузки ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором и обосновать комплексные решения по совершенствованию перегрузочного оборудования, что даст возможность снизить риски ЧС при выполнении транспортно-технологических операций.

Объект исследования. Перегрузка ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором.

Предмет исследования. Закономерности, раскрывающие зависимости безопасности процесса перегрузки ядерного топлива от внешних и внутренних воздействий, характеристик перегрузочного оборудования, набора защит и блокировок.

Метод исследования. Математические методы теории систем, теории вероятностей, теории надежности технических систем, математической статистики.

Научная новизна.

1. Впервые с системных позиций рассмотрен процесс перегрузки ЯТ и определены показатели безопасности перегрузки топлива. Показано, что процесс перегрузки ЯТ должен рассматриваться как совокупность, взаимосвязанных технологических операций, при выполнении которых происходит изменение условий безопасности и вероятности различных видов повреждения ЯТ.

2. Обоснованы и сформулированы требования к математическому аппарату анализа безопасности транспортно-технологических операций с ЯТ. Разработана методика анализа безопасности перегрузки ЯТ, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и модернизации транспортно-технологического оборудования (ТТО) для АЭС и предприятий по переработке ЯТ. Предлагаемые в диссертационной работе подходы защищены Патентом Российской Федерации (см. Публикации по теме диссертации, пункт 3).

3. Для анализа угроз безопасности впервые разработан метод разделения технологического процесса на базовые интервалы, на каждом из которых могут считаться неизменными причины и условия возникновения нарушений технологического процесса, с учетом существующей взаимосвязи событий на различных базовых интервалах. Разработаны новые инженерные методы создания

логико-вероятностных моделей на основе функций безопасности анализируемого объекта при формировании технологического процесса перегрузки на основе базовых интервалов.

4. Предложена методика разработки рекомендаций по повышению безопасности процесса перегрузки, которая, в отличие от известных, включает оптимизацию структуры системы управления, определение необходимого и достаточного объема защит и блокировок, рекомендации по уменьшению вероятности отказов по общим причинам. Путем проведения расчетов вероятностных показателей безопасности показано, что система управления, выполненная с разделением функций управления, защит и блокировок обладает значительно лучшими показателями безопасности по сравнению с используемыми ранее двухканальными системами с интеграцией функций управления и защиты за счет уменьшения вероятности зависимых отказов.

Практическая ценность работы. Практическая ценность диссертационной работы заключается в том, что полученные результаты могут использоваться как инструмент, позволяющий рассчитать вероятностные показатели безопасности существующего или проектируемого комплекса перегрузки, а так же оценить эффективность отдельных технических решений, используемых для повышения безопасности перегрузки. Это дает возможность применить предлагаемые методы в процессе разработки или модернизации оборудования путем последовательной оценки и введения дополнительных защит и блокировок, добиваясь получения требуемых показателей безопасности всего технологического комплекса перегрузки ЯТ.

Полученные результаты диссертационного исследования могут быть использованы для разработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации ТТО на АЭС и предприятиях, связанных с переработкой ЯТ.

Реализация результатов работы. Результаты диссертационной работы, связанные с расчетом параметров безопасности, оптимизации структуры системы управления, определения необходимого и достаточного количества защит и блокировок и ряда других вопросов были использованы при модернизации оборудования перегрузки активной зоны реакторных установок на следующих АЭС:

• Калининская АЭС - энергоблоки 1, 2, 3;

• Балаковская АЭС - энергоблоки 1, 2, 3;

• Нововоронежская АЭС - энергоблок 5;

• Ростовская АЭС - энергоблоки 1, 2;

• АЭС «Ловиза» - энергоблок 1 (Финляндия);

• Ровенская АЭС - энергоблок 1 (Украина);

• АЭС «Кудан-Кулам» - энергоблоки 1, 2 (Индия).

Практическая реализация результатов исследования показала высокую эффективность предложенных решений, что подтверждается отсутствием инци-

дентов с ЯТ при эксплуатации модернизированного оборудования по перегрузке реакторных установок.

Положения и результаты, полученные лично автором и выносимые на защиту:

1. Метод анализа безопасности перегрузки ЯТ;

2. Методика анализа безопасности перегрузки ЯТ;

3. Методика повышения безопасности перегрузки ЯТ;

4. Предложения по автоматизированному управлению технологическим процессом перегрузки ЯТ.

Апробация работы. Результаты работы были рассмотрены и одобрены на совещаниях со специалистами ОКБ «Гидропресс», ФГУП НИАЭГ1, ФГУП «ОКБМ», БТиК (центра по радиационной и ядерной безопасности Финляндии), на совещании по рассмотрению вопросов, связанных с организацией работ и реализации на АЭС с ВВЭР «Программы по повышению эффективности использования методов ВАБ при эксплуатации АС концерна «Росэнергоатом».

Кроме того, материалы диссертационной работы докладывались на 4-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2005), на 5-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2006), на 3-ей международной научно-технической конференции «Информационные и управляющие системы АЭС: аспекты безопасности» (Харьков, 2007), на 16-ой Международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2009), на Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009), на 13-ой Всероссийской конференции по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009).

Публикации по теме диссертации. По результатам выполненных исследований опубликовано 12 печатных работ, две из них в изданиях, рекомендованных ВАК.

Структура и объем диссертационной работы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и двух приложений. Работа включат в себя 137 страниц текста, 29 рисунков, 19 таблиц, список литературы из 100 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформулированы цели и задачи работы, научная новизна и практическая ценность полученных результатов.

В первой главе приведено описание объекта исследования, определены требования безопасности при перегрузке ЯТ.

Перегрузка ядерного топлива - один из ответственных этапов эксплуатации АЭС, во многом определяющий ядерную безопасность, поскольку при этом изменяется геометрия активной зоны. Перегрузка проводится при полностью остановленном реакторе и обычно совмещается с ремонтом оборудования.

Перегрузка топлива включает выгрузку отработанного топлива из реактора, загрузку свежего топлива в реактор, перестановку топлива в реакторе.

Для выполнения перегрузки ЯТ используется машина перегрузочная (далее - МП), которая представляет собой специализированный кран мостового типа (см. рис. 1)

Рис. 1. Машина для перегрузки топлива

МП состоит из моста, который перемещается по рельсовому пути, проложенному по полу реакторного зала, тележки, перемещающейся по рельсовому пути, проложенному по мосту, рабочей штанги, установленной на тележке. Рабочая штанга перемещается в вертикальном направлении и предназначена для

сцепления (расцепления) с топливными кассетами, извлечения (установки) топливных кассет из реактора, бассейна выдержи или универсального гнезда.

Таблица 1. Превышения допустимых воздействий при выполнении перегрузки топлива на АЭС с реакторами типа ВВЭР-440

ПДВ Требования НД или ЭД Нормативный документ

Падение сборки Падение TBC не допускается Пункт 2.4.11 «Правил безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии» НП-061-05

Превышение крутящего момента Крутящий момент не должен превышать 690 Н м Пункт 8.2.7 руководства по эксплуатации «Комплекс кассет ВВЭР-440» У0440.00.00.000 РЭ

Боковой удар Соударение штанги МП, транспортирующей TBC, с конструкциями реактора или БВ не допускается Пункт 8.2.2 руководства по эксплуатации «Комплекс кассет ВВЭР-440» У0440.00.00.000 РЭ

Превышение допустимого усилия сжатия Величина усилия сжатия не должна превышать 5900 Н Пункт 8.2.3 руководства по эксплуатации «Комплекс кассет ВВЭР-440» У0440.00.00.000 РЭ

Недопустимое верхнее положение сборки Подъем TBC выше допустимого уровня, обеспечивающего соответствующий слой воды из условия безопасности персонала, и перегрева ЯТ не допускается Пункт 8.2.11 руководства по эксплуатации «Комплекс кассет ВВЭР-440» У0440.00.00.000 РЭ

Усилие изгиба Усилие изгиба TBC не допускается Пункт 8.1.3 руководства по эксплуатации «Комплекс кассет ВВЭР-440» У0440.00.00.000 РЭ

Превышение допустимого усилия растяжения Максимальное усилие извлечения TBC из гнезда стояка шахты реактора на начальном участке 40 мм не более 19600 Н Пункт 8.2.5 руководства по эксплуатации «Комплекс кассет ВВЭР-440» У0440.00.00.000 РЭ

При выполнении транспортно-технологических операций с ядерным топливом должны выполняться требования безопасности, нарушение которых может привести к превышению допустимых воздействий на перегружаемые элементы (ПДВ), повреждению перегрузочного оборудования или облучению персонала.

В диссертационной работе в качестве показателя безопасности перегрузки топлива рассматривается вероятность нарушения требований безопасности при выполнении перегрузочных операций с ЯТ.

В качестве примера ПДВ при выполнении перегрузки топлива на АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 приведены в табл. 1.

С методологической точки зрения вероятность нарушения требований безопасности может рассматриваться как оценка уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки к внешним и внутренним воздействиям.

Под уязвимостью системы понимается условная вероятность выхода конечного состояния системы КС за границы заданной области £0 пространства состояний системы, в случае если произойдет инициирующее событие ПС (рис. 2):

У = Р|КС-КС0||>£0)|ИС], (1)

где КС0 - конечное состояние системы, при отсутствии инициирующего события.

НС ис KQ е

КС

Рис.2. Возможные состояния системы

Конкретный вид неравенства |КС - КС0| > е0 зависит от выбора пространства состояний системы и способа задания метрики в этом пространстве. Может быть выбрана Евклидова метрика пространства:

|кс - КС0|| = ^(х(1)-х}),))2+(х(2)-х<Ц2+... + (х(т)-х<т))2

или

|KC-KC0| = max{(x(1)-xi1));(xi2)-x(2));..,(x(»)-xgn))}

где х<|),х<2>,...,х(т) - параметры состояния системы; х'|1),х[|2,,...,х["1) - значения параметров состояния системы в конечном состоянии КС0 ; х<|',х<2),...,х(т) -значения параметров состояния системы в конечном состоянии КС.

При перегрузке топлива область допустимых состояний ТТО е0 определятся параметрами системы, при которых не нарушены требования безопасности перегрузки топлива, а в качестве инициирующих событий рассматривают отказы элементов перегрузочного оборудования, ошибки персонала, нарушения условий эксплуатации (посторонний предмет в зоне перегрузки, искривление TBC и т.д.) и внешние воздействия. Для предотвращения выхода параметров ТТО за допустимые границы предусмотрены защиты и блокировки, которые могут переводить систему в безопасное состояние.

Оценка уязвимости ТТО является предварительным этапом оценки риска ЧС при перегрузке топлива.

Во второй главе проанализированы существующие методы анализа транспортно-технологических операций и разработан новый метод анализа безопасности перегрузки топлива.

В диссертационной работе показано, что для анализа безопасности перегрузки топлива наиболее целесообразно использовать логико-вероятностный метод анализа безопасности.

Общая идеология анализа безопасности с использованием логико-вероятностных методов приведена на рис. 3.

Рис. 3. Общая схема анализа вероятности сложного события с использованием логико-вероятностных методов

При анализе безопасности перегрузки топлива с использованием логико-вероятностных методов наиболее ответственным и трудоемким является этап описания условий и причин возникновения ПДВ. Это связно с необходимостью учета изменений условий безопасности при выполнении операций по перегрузки и взаимосвязи событий, происходящих на различных участках технологического процесса. Для учета указанных особенностей в диссертационной работе был разработан новый метод анализа безопасности перегрузки топлива. Суть данного метода заключается в представлении технологического процесса перегрузки как совокупности участков (базовых интервалов), на каждом из которых могут считаться неизменными причины и условия возникновения ПДВ. Далее анализ причин и условий нарушения требований безопасности проводиться для каждого базового интервала отдельно. Учет взаимосвязи событий, происходящих па различных участках технологического процесса, осуществляется путем анализа распространения нарушений процесса перегрузки.

В третьей главе разработана методика анализа безопасности перегрузки топлива, на основе методов, изложенных во второй главе. Основные положения данной методики приведены ниже.

Для учета изменения условий безопасности при выполнении технологического процесса перегрузки в диссертационной работе предлагается метод, основанный на разделении технологических операций на базовые интервалы (БИ), на каждом из которых условия возникновения нарушений технологического процесса могут считаться неизменными. Указанный подход может быть продемонстрирован примером деления участка технологического процесса, связанного с перемещением захвата рабочей штанги (РШ) машины перегрузочной из транспортного положения к месту, где установлена TBC, и перемещением захвата с TBC в транспортное положение (обозначения и наименования, приведенные в примере, заимствованы из документов по анализу безопасности перегрузки топлива на АЭС «Ловиза» (Финляндия)). Схема разделения технологического процесса на БИ для данного случая приведена на рис. 4.

В верхней графе таблицы строится развертка технологического процесса, причем в качестве реперных точек используются конкретные положения механизмов, например, «транспортное положение РШ без сборки», «уровень головок сборок в реакторе» и т.д.

Горизонтальными линиями на поле таблицы отмечены зоны действия причин, вследствие которых возможно возникновение того или иного недопустимого воздействия на перегружаемые изделия.

Определение границ БИ осуществляется путем проведения вертикальных линий, проходящих через точки начала и окончания зон действия причин нежелательных событий. В результате образуются такие участки технологической операции, на которых остаются неизменными причины и условия нарушения требований безопасности, что обеспечивает представление нестационарного процесса перегрузки топлива в виде совокупности стационарных элементов.

Процедура деления на БИ проводится для всех транспортно-технологических операций, подлежащих анализу безопасности.

В диссертационной работе разработан подход к определению причин и условий возникновения нарушения требований безопасности основанный на анализе всех возможных отказов элементов перегрузочного оборудования, ошибок обслуживающего и управляющего персонала, нарушений условий перегрузки, возможных внешних воздействий (сейсмовоздействие, наводнение и т.д.) и анализе их последствий. При этом для тех событий, которые могут привести к нарушению пределов безопасности (инициирующих событий), определяются, предусмотренные в перегрузочном оборудовании защиты и блокировки.

Анализ технологического процесса перегрузки -ЯТ показывает, что в ряде случаев нарушение технологического процесса на каком-либо БИ не сразу приводит к нарушению требований безопасности, а через несколько последовательных БИ, т.е. имеет место развитие и распространение нарушений. Учет связи таких событий предлагается выполнять в соответствии с предлагаемыми правилами распространения нарушений.

пдв Причины и опасности 1ранспортиое Уровень головок сборок в „ - Уровень гопоеоксборок в Транспортное „ уровень гнезда реактора положение без сборки реакторе реакторе положение со сборкой

Падение топливной сборки Разрушение силовой цепи лр*еодз поворота РШ Ложное включение привода поворота РШ Ошибка позиционирования РШ по углу

Изгиб Ложное включение привода моста или тележки ■■■■H

Сжатие Перемещение РШ со скоростью более допустимой

Растяжение Превышение усилия при подъеме топливной сборки более разрешенного

Боковой удар Ложное включение привода моста ил« тележки

Скручивание Ложное включение привода поворота РШ Ошибка лозицианирования РШ Ошибка позиционирования РШ по углу Превышение момента поворот РШ более допустимого 1

Перегрев топливной сборки и ее разрушение Ошибка позиционирования РШ

Облучение персонала Ошибка позиционирования РШ

Базовые интервалы: R 08 КОЗ R 0? Я 01 RS2

Рис. 4. Пример разбиения части технологического процесса перегрузки на БИ

Формирование графической модели безопасности проводится с использованием специальных расчетных комплексов (расчетных кодов), аттестованных для применения в атомной энергетике. В настоящее время к таким кодам могут быть отнесены, например, Risk Spectrum (компания Relcon Teknik АВ, Швеция) и CRISS 4.0 (ОКБМ им. И.И. Африкантова, Россия).

Для упрощения построения общей модели безопасности она представляется как совокупность определенного числа более простых моделей. Принцип разделения общей модели на более простые заключается в формировании функционально законченных моделей, объем и сложность которых выбираются с учетом возможности обоснованного определения причинно-следственных связей событий, входящих в состав указанных моделей.

Для уменьшения трудоемкости формирования общей модели в диссертационной работе предлагается подход, основанный на использовании типовых моделей. Возможность использования типовых моделей определяется цикличностью процесса перегрузки топлива и использования одних и тех же функциональных узлов системы управления (в частности, защит и блокировок) при выполнении различных технологических операций.

В работе приведены правила формирования логических и вероятностных моделей учитывающие специфику предлагаемого подхода к анализу безопасности, в том числе разделение технологических операций по перегрузке топлива на БИ.

Анализ безопасности сложных технических комплексов показывает, что зависимые отказы могут вносить существенный вклад в безопасность таких систем.

В диссертационной работе рассматриваются следующие типы зависимостей:

• структурно-функциональные зависимости, обусловленные наличием общих структурных элементов или вспомогательных систем;

• зависимости, обусловленные однотипностью конструкции и аналогичными условиями функционирования оборудования (отказы по общей причине).

Первый тип зависимостей учитывается при построении графической модели путем указания явных связей между отказами элементов.

Второй тип зависимости учитывается путем формирования групп отказов по общей причине и анализом соответствующих параметрических моделей отказов по общим причинам. В диссертационной работе на основе рекомендаций МАГАТЭ, МЭК разработана схема формирования групп отказов по общим причинам на основе факторов общности: конструкции, технологии изготовления и условий эксплуатации.

В диссертационной работе для анализа безопасности транспортно-технологических операций с ядерным топливом предлагается использовать следующие параметрические модели отказов по общим причинам:

• модель бета-фактора для предварительного анализа;

• модель альфа-фактора и биномиальная модель для анализа на этапе ввода оборудования в эксплуатацию.

Модель альфа-фактора определяется следующими соотношениями: ^ k (Xh ^

N-l uror

где Q[ - вероятность отказа элемента по независимым причинам;

Qk - вероятность отказа по общим причинам ровно к элементов (к >2);

N - общее число элементов, которые могут отказать по одной общей причине;

к - количество элементов группы, одновременно отказывающих по общей

причине, 2 < к < N ;

С*:1, - число сочетаний из N -1 по к -1;

ак - доля отказов к элементов по общей причине;

N

аш = ^ /с ■ ак - сумма долей отказов по общей причине подгрупп по к эле-

4=1 ментов.

Модель бета-фактора определяется следующими соотношениями:

сг=(I-/?)-Q:°\ (з)

q1;" = Q';ej +Qoou , (4)

где f5 - параметр модели; Q"el - отказ /-го элемента по независимым причи-

Qoon ____г " /^tot

- отказ группы элементов по общей причине; Qj - полная вероятность отказа элемента.

В работе предложена графическая модель отказов программно-аппаратных средств, учитывающая отказы по общей причине с диагностируемыми и неди-агностируемыми отказами.

Для анализа надежности персонала, участвующего в подготовке перегрузочного оборудования и выполнении процесса перегрузки, был разработан метод, основанный на методах SHARP (Systematic Human Actions Reliability Procedure), THERP (Technique for Human Error Rate Prediction), позволяющий учитывать характер действий персонала и факторы, влияющие на его надежность.

В диссертационной работе приведены справочные данные по вероятностям ошибок персонала при выполнении единичных действий.

В случае, если невыполнение любого из набора действий, связанных с рассматриваемой задачей, приводит к ее невыполнению (неправильному выполнению), то результирующая вероятность ошибки персонала (для задачи в целом) определяется как:

Q=i-ri(1-qi)' (5)

i=i

где Q - результирующая вероятность ошибки персонала; qt - вероятность ошибки при выполнении i-ro действия; h - число действий, необходимых для решения задачи.

В случае, если ошибка персонала является следствием одновременного невыполнения каждого из набора действий, то вероятность ошибки персонала определяется как:

А

0 = Ш> (6)

1=1

Важным этапом количественного анализа безопасности перегрузки ЯТ является сбор данных по вероятностным показателям ИС и отказам перегрузочного оборудования.

Данные о надежности элементов перегрузочного оборудования (интенсивности отказов, вероятности отказов на требование) определяются:

• на основе сбора данных по отказам элементов в условиях эксплуатации оборудования;

• на основе обобщенных данных по отказам элементов и их аналогов.

При определении значений показателей надежности на основе наблюдений используются следующие соотношения для определения точечных оценок:

интенсивности отказов — X = ^, (7)

_ у

отказа на требования - р = , (8)

где /г - число отказов рассматриваемого типа; Т - суммарная наработка, в течение которой имели место /т отказов; /0 - число отказов на требование, зафиксированное для данного типа элементов; И - полное число требований на срабатывание, зафиксированное для данного типа элементов.

Для вычисления вероятностей отказов элементов МП используются следующие соотношения:

для инициирующих событий - Q{xj) = 1 - , (9)

—А Т —

для элементов защитных мер - (2(х ■) = 1 — е , ^С*/) = Р > (Ю)

где 1Ш - длительность базового интервала, на котором рассматривается инициирующее событие; Т - период контроля элемента.

Анализ значимости и неопределенности проводиться по общепринятым методикам. Значимость события Фусселе-Везели вычисляется по формуле:

= (11) <2(у)

где ()х (_>>) - суммарная вероятность минимальных сечений, в которые входит

событие х1; ()(у) - базовое значение вероятности нарушения требований безопасности.

Значимость события х^ по коэффициенту увеличения риска вычисляется по формуле:

где — 1) _ вероятность возникновения ПДВ если Q{x¡) = 1.

Анализ неопределенности проводится методом статистических испытаний Монте-Карло при использовании данных по фактору ошибки вероятностных показателей событий.

Анализ значимости служит основой для разработки рекомендаций по повышению безопасности перегрузки ядерного топлива. Для событий оказывающих наибольшее влияние на вероятность нарушения требований безопасности должны быть разработаны меры по уменьшению этого влияния.

С целью повышения безопасности перегрузки в диссертационной работе разработаны подходы, основанные на повышении надежности перегрузочного оборудования, уменьшении вероятности ошибок персонала, уменьшении вероятности отказов по общим причинам, введении дополнительных защит и блокировок, оптимизации структуры системы управления перегрузочного оборудования.

Показано, что система управления процессом перегрузки, построенная с учетом независимого выполнения функций управления, защит и блокировок, имеет значительно лучшие показатели безопасности, чем двухканальная система с интегрированными функциями управления и защиты.

В процессе разработки рекомендаций по повышению безопасности, в соответствии с принятыми дополнительными мерами, должны быть внесены необходимые изменения в модель нарушения требований безопасЕюсти и проведен повторный расчет. В случае, если с учетом дополнительных мер полученные результаты не удовлетворяют требуемым, рассматривается дополнительный комплекс мер, включая, при необходимости, изменения структуры системы управления. Процесс продолжается до получения допустимых значений вероятности повреждения топлива.

Разработанная методика была использована при модернизации перегрузочного оборудования на отечественных и зарубежных АЭС.

В четвертой главе на основе разработанных методов и методики повышения безопасности перегрузки топлива получены научно-технические предложения по принципам построения автоматизированного комплекса управления технологическим процессом перегрузки ядерного топлива, отвечающего требованиям устойчивости и безопасности функционирования. Это позволило повысить эффективность выполнения операций перегрузки по оперативным (время выполнения операций) и экономическим (стоимостным) показателям и обеспечить уровень безопасности перегрузки ЯТ, соответствующий допустимым рискам по возникновению ЧС.

Результаты диссертационной работы были использованы при модернизации перегрузочного оборудования ряда отечественных АЭС (Калининская

АЭС, Балаковская АЭС, Нововоронежская АЭС, Ростовская АЭС), а так же АЭС Украины (Ровенская АЭС), Финляндии (АЭС «Ловиза») и Индии (АЭС «Кудан-Кулам»),

В качестве примера рассматриваются результаты анализа безопасности процесса перегрузки на 1-ом энергоблоке АЭС «Ловиза» (Финляндия).

Анализ безопасности выполнялся на стадии модернизации МП с целью разработки требований по обеспечению безопасности, выработки рекомендаций по оптимизации структуры системы управления, определению необходимого объема защит и блокировок и подтверждения выполнения в проекте модернизированной МП требований по безопасности международных и финских нормативных документов. При выполнении анализа рассматривались инициирующие события, связанные с ошибками персонала, отказами механических и электромеханических элементов МП, отказами электронных элементов МП. Кроме того, в качестве инициирующих событий рассматривались случаи превышения усилия при извлечении топливной сборки из реактора или бассейна выдержки, а так же пожар в помещении реакторного зала.

На первом этапе на основе предварительной проработки проекта был проведен расчет вероятности превышения допустимых воздействий на топливные сборки за период перегрузки реакторной установки.

Результаты расчетов приведены на рис. 5.

Из рис. 5 видно, что наиболее вероятными видами ПДВ являются «Падение топливной сборки» (2,6-10~3), «Изгиб топливной сборки» (3,0-10"4), «Боковой удар топливной сборки» (1,3-10"3). При этом общая вероятность ПДВ любого вида составляла 4,3-10"3.

В связи с тем, что полученные результаты (4,3-10"3) не удовлетворяют требованиям технического задания (не более 10"3) был проведен анализ значимости событий приводящих к повреждению топливных сборок с целью определения причин, в наибольшей степени влияющих на возможность повреждения топлива в процессе перегрузки.

В качестве примера на рис. 6 приведены результаты значимости событий, приводящих к падению топливной сборки.

В результате анализа наиболее значимых событий были предложены дополнительные защитные меры, перечень которых приведен в табл. 2.

После реализации предложенных мер был проведен повторный расчет. Введение дополнительных мер позволило существенно уменьшить вероятности падания, бокового удара и изгиба топливной сборки (рис. 7). Вероятность ПДВ любого вида после введения дополнительных мер - 1,88-10"4.

3.00Е-03 2.50Е-03 2,00Е-03 1.50Е-03 1.00Е-03 5.00Е-04 О.ООЕ+ОО

1 2 3 4 5 6 7 8

2.00Е-03

1.30Е-03

:3,00Е-04

) ?;>Е -05 2.70Е-06

-1"--—~г

з.юЕ-об гдоЕ-о»

Рис. 5. Вероятность различных видов ПДВ на топливные сборки: I - падение топливной сборки; 2 - изгиб топливной сборки; 3 сжатие топливной сборки; 4 - растяжение топливной сборки; 5 - боковой удар топливной сборки; 6 - скручивание топливной сборки; 7 падение РШ в реактор, колодец или бассейн выдержки; 8 - превышение допустимого уровня

100 90 80 70 60 50 40 30 20 10

0

123456789

99,17

59 88

55,68

28,86

23,21

20,91

6 03

3,67

П. , пш

I......

Рис. 6. Значимости событий, приводящих к падению топливной сборки: 1 - отказ подсистемы защит И; 2 - разрушение силовой цепи механизма подъема РШ; 3 - отказ подсистемы защит I; 4 - перерыв в энергоснабжении; 5 - отказ тахогенератора; 6 - отказ первого тормоза привода РШ; 7 - уменьшение усилия при опускании меньше допустимого; 8 - разрушение силовой цепи привода поворота РШ; 9 ошибка оператора

Таблица 2. Дополнительные защитные меры системы управления _машины перегрузочной АЭС «Ловиза» (Финляндия)_

События, имеющие наибольшее влияние на ПДВ на топливные сборки Дополнительные защитные меры

Уменьшение вероятности исходных событий

Отказ тормоза вертикального перемещения Введен внешний тормоз на барабан вертикального перемещения рабочей штанги

Повышение надежности функционирования защит и блокировок

Разрушение силовой цепи механизма подъема рабочей штанги Введены четыре тормозных устройства

Введение дополнительных защит н блокировок

Ошибка позиционирования рабочей штанги по углу Введена дополнительная программная защита от перемещения рабочей штанги при неразрешенном угле поворота рабочей штанги

Отказы подсистемы защит II Введена дополнительная защита по контролю правильности выполнения команд подсистемы управления

Ошибка позиционирования моста/ тележки Введена дополнительная программная защита от столкновения с препятствием

Отказ датчика столкновения с препятствием

Разрушение силовой цепи механизма подъема РШ Введена дополнительная защита по превышению скорости РШ

Отказ датчика наличия топливной сборки в захвате Введена дополнительная программная защита от подхвата топливной сборки

2,бое-о; ■ Я

■НШ^МШИИ

1.30Е-0 |

.....

3,00Е-04 I 1 ' 1 ' >70Е.05 |

Падение сборки Изгиб сборки Боковой удар сборки

Рис. 7. Результаты введения дополнительных защитных мер (слева - до введения защитных мер, справа - после введения защитных мер)

Таким образом, разработанные в диссертации подходы позволяют значительно повысить безопасность процесса перегрузки топлива и являются эффективным инструментом при модернизации и проектировании МП в части обеспечения безопасности.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Основными результатами выполненных диссертационных исследований являются:

• метод анализа безопасности технологического процесса перегрузки топлива, учитывающий особенности перегрузки, связанные с изменением условий выполнения отдельных технологических операций и возможностью распространения нарушений технологического процесса;

• комплекс инженерных подходов (методика) выполнения анализа причин и условий нарушения требований безопасности при выполнении транспортно-технологических операций с ЯТ, формирования графических, логических и вероятностных моделей нарушения требований безопасности, анализа надежности персонала, анализа отказов по общими причинам и формирования базы данных по надежности элементов перегрузочного оборудования;

• методика формирования рекомендаций по повышению безопасности перегрузки топлива, с учетом оптимизации структуры системы управления, определения необходимого и достаточного объема защит и блокировок, рекомендаций по уменьшению вероятности отказов по общими причинам;

• структура системы управления перегрузочным оборудованием, обеспечивающая значительно лучшие показатели безопасности по сравнению с используемыми в настоящее время двухканальными системами управления.

Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны, теоретической и практической значимости. Их обоснованность и достоверность подтверждеЕШ практической реализацией на АЭС РФ и зарубежных стран.

Апробация полученного научно-методического аппарата для разработки предложений по повышению безопасности операций перегрузки ЯТ с автоматизированным управлением на энергоблоках с водо-водяными энергетическими реакторами показала, что цель диссертации, состоящая в повышении уровня безопасности перегрузки топлива, а также их вероятностно-временных и экономических характеристик достигнута. Основными направлениями дальнейших исследований следует считать обоснование численных значений предельно-допустимых воздействий на перегружаемые элементы для формирования соответствующих нормативных документов (технические регламенты, ГОСТ Р).

ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Фсдосовскнй, М.Е. Вероятностный анализ безопасности транспортно-тсхнологичсского оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Фсдосовскнй, Г.А. Фокнн, В.И. Гумешок, A.A. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98-102. - 0,25 пл. (в т.ч. автора 0,15 пл.).

2. Фсдосовскнй, М.Е. Оценка уязвимости транснортно-тсхнологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Фсдосовскнй, Г.А. Фокнн, В.И. Гумешок, A.A. Сыров II Информация и космос. 2009. №4. С. 94-100. - 0,37 пл. (в т.ч. автора 0,25 пл.).

3. Патент 2335025 Россия. Способ управления опасным технологическим процессом с нестационарным» объектами / В.И. Дунаев, Ю.В. Копьсв, М.Е. Фсдосовскнй и др. Опубл. 27.09.2008. Бюл. № 27. 33 с. - 2,06 пл. (в т.ч. автора 0,5 пл.).

4. Федосовский, М.Е. Методика анализа надежности реализации функций безопасности транспортно-технологических операций с ядерным топливом / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев и др. // Материалы 3 между-нар. науч.-техн. конф. (Харьков, 09-11 окт., 2007). С. 65-70. - 0,31 п.л. (в т.ч. автора 0,2 п.л.).

5. Копьев, Ю.В. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при модернизации транспортпо-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / Ю.В. Копьев, М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов и др. // Материалы 5 между-нар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр., 2006). С. 53-56. - 0,19 п.л. (в т.ч. автора 0,1 п.л.).

6. Федосовский, М.Е. Модернизация машин перегрузочных на АЭС с ВВЭР. Опыт и перспективы / М.Е. Федосовский // Материалы 5 междунар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр. 2006 г.). С. 90-94.-0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

7. Федосовский, М.Е. Вопросы обеспечения безопасности при модернизации перегрузочных машин, с учетом выполнения новых функциональных требований / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев, JI.A. Первушин // Материалы 4 междунар. науч.-техн. конф. (г. Подольск, 23-26 мая 2005 г.). С. 35^10. - 0,31 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

8. Федосовский, М.Е. Новые подходы использования методов ВАБ для анализа безопасности РУ с ВВЭР в стояночном режиме, в части транспортно-технологических операций с ядерным топливом в процессе эксплуатации / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев и др. // Материалы 4 междунар. науч.-техн. конф. (г. Подольск, 23-26 мая 2005 г.). С. 73-77. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

9. Федосовский, М.Е. Анализ надежности и технологического комплекса перегрузки ЯТ по выполнению требований безопасности / М.Е. Федосовский // Материалы 16 междунар. науч.-метод, конф. (Санкт-Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495498 - 0,18 п.л (в т.ч. автора 0,18 п.л.).

10. Федосовский, М.Е. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при модернизации транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский // Материалы 16 междунар. науч.-метод. конф. (Санкт-Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495^98. - 0,18 п.л (в т.ч. автора 0,18 п.л.).

11. Федосовский, М.Е. Анализ уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, A.A. Сыров, Г.А. Фокин // Материалы Всерос. науч.-прак. конф. (Санкт-Петербург, 23-24 апреля 2009 г.). С. 113-119. - 0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,25 пл.).

12. Федосовский, М.Е. Анализ безопасности оборудования перегрузки активной зоны реакторной установки / М.Е. Федосовский, A.A. Сыров, Г.А. Фокин // Материалы 13 Всерос. конф. по проблемам науки и высшей школы (18 мая 2009 г.). С. 277284. - 0,43 пл. (в т.ч. автора 0,3 пл.).

Лицензия ЛР № 020593 от 07.08.97

Подписано в печать 21.10.2009. Формат 60x84/16. Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,0. Уч.-изд. л. 1,0. Тираж 100. Заказ 5062b.

Отпечатано с готового оригинал-макета, предоставленного автором, в Цифровом типографском центре Издательства Политехнического университета. 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29. Тел.: (812) 550-40-14 Тел./факс: (812)297-57-76

ВВЕДЕНИЕ.

1 Анализ технологического процесса перегрузки топлива, как источника опасности

1.1 Общая схема движения топлива на АЭС.

1.2 Конструктивные особенности зоны перегрузки ВВЭР.

1.3 Машина для перегрузки топлива.

1.4 Технология перегрузки топлива.

1.5 Безопасность перегрузки топлива.

1.6 Выводы.

2 Метод анализа безопасности перегрузки топлива.

2.1 Перегрузка ядерного топлива как объект анализа безопасности.

2.2 Состояние вопроса анализа безопасности сложных технологических процессов.

2.3 Использование логико-вероятностных методов для анализа безопасности перегрузки топлива.

2.4 Выводы.

3 Методика анализа безопасности перегрузки топлива.

3.1 Анализ возникновения нарушений требований безопасности.

3.2 Формирование графических моделей нарушения требований безопасности.

3.3 Формирование логической модели нарушения требований безопасности.

3.4 Формирование вероятностной модели нарушения требований безопасности.

3.5 Анализ надежности персонала.

3.6 Анализ отказов по общей причине.

3.7 Анализ данных по надежности элементов перегрузочного оборудования.

3.8 Анализ значимости, чувствительности и неопределенности.

3.9 Разработка рекомендаций по повышению безопасности при перегрузке ЯТ.

3.10 Выводы.

4 Предложения по использованию методов количественного анализа при модернизации и проектировании оборудования для перегрузки топлива.

4.1 Анализ безопасности перегрузки топлива на АЭС «Ловиза».

4.2 Выводы.

Актуальность темы. Ядерная энергетика относится к числу базовых отраслей, которые во многом определяют темпы развития промышленности и социальной сферы. В связи с этим в Российской Федерации планируется строительство ряда АЭС нового поколения и модернизация действующих АЭС, направленная на продление их ресурса и увеличение срока эксплуатации. При этом значительное внимание уделяется повышению безопасности АЭС.

Как показывает опыт эксплуатации АЭС, существенный вклад в показатели безопасности работы АЭС вносят стояночные режимы работы и, в первую очередь, режимы, связанные с перегрузкой ядерного топлива. По данным фирмы Westinghouse между 2002 и 2005 годами на американских АЭС было зарегистрировано 125 событий, повлекших повреждение топливных сборок на операциях по перемещению ядерного топлива (ЯТ), которые явились источниками чрезвычайных ситуаций (ЧС). Подобные инциденты имеют место и на российских АЭС.

Основной целью модернизации оборудования по перегрузке ЯТ наряду с повышением безопасности перегрузки является повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ). Повышение КИУМ достигается путем увеличения скоростей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и переходом на автоматизированные режимы работы.

Проведение перегрузки ЯТ в автоматизированном режиме управления^ существенно повышает требованиям системе управления, в части обеспечения'безопасности, т.к. оперативный персонал в. этом случае уже не может полностью контролировать процесс перегрузки.

В' то же время разработка требований по обеспечению безопасности I для сложного объекта, которым является технологический комплекс перегрузки ЯТ, не может быть выполнена без проведения детального системно го анализа безопасности и выработки рекомендаций по оптимизации структуры системы управления, объему защит и блокировок, регламенту тестовых проверок и испытаний, а также другим параметрам создаваемого и модернизируемого оборудования.

Вероятностный анализ безопасности стояночных режимов, включающий режимы перегрузки ЯТ, проводимый в настоящее время, не дает детального представления о влиянии тех или иных элементов перегрузочного оборудования, условий эксплуатации, ошибок оперативного и обслуживающего персонала на возможность возникновения аварий при перегрузке топлива.

Работы в этом направлении сдерживаются, в первую очередь, отсутствием методических материалов системного анализа, учитывающих специфику технологического процесса перегрузки ЯТ и возможные причины и условия его повреждения.

Таким образом, тема диссертационной работы, посвященная разработке методики системного анализа безопасности перегрузки ЯТ, является актуальной;, так как позволяет корректно сформулировать требования к безопасности, ограничения и допущения при формировании модели безопасности процесса перегрузки, провести оценку безопасности технологических операций с ЯТ, повысить коэффициент использования установленной мощности с соблюдением условий и пределов безопасности и снизить риски ЧС на энергоблоках.

Целью работы^является повышение уровня безопасности, что позволит улучшить вероятностно-временные и экономические характеристики перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом. : Научная задача работы. На основе теории-, вероятностей и теории надежности структурно-сложных технических систем разработать научно-методический: аппарат обеспечения безопасности перегрузки ядерного то-. гогава на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором и обосновать комплексные решения по совершенствованию перегрузочного обо-: г ••'.■■ . . • ■ ■ ' ■. .• .:■ рудования, что даст возможность снизить риски ЧС при выполнении транспортно-технологических операций.

Объект исследования. Перегрузка ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором.

Предмет исследования^ Закономерности, раскрывающие зависимости безопасности процесса перегрузки ядерного топлива от внешних и внутренних воздействий, характеристик перегрузочного оборудования, набора защит и блокировок.

Метод исследования. Математические методы теории систем, теории вероятностей, теории надежности технических систем, математической статистики.

Научная новизна.

1. Впервые с системных позиций рассмотрен процесс перегрузки ЯТ и определены показатели безопасности перегрузки топлива. Показано, что процесс перегрузки ЯТ должен рассматриваться как совокупность, взаимосвязанных технологических операций, при выполнении которых происходит изменение условий безопасности и вероятности различных видов повреждения ЯТ.

2. Обоснованы и сформулированы требования к математическому аппарату анализа безопасности транспортно-технологических операций с ЯТ. Разработана методика анализа безопасности перегрузки ЯТ, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и модернизации транспортно-технологического оборудования (ТТО) для АЭС и предприятий по переработке ЯТ. Предлагаемые в диссертационной работе подходы защищены Патентом3 Российской? Федерации (см. ■Публикации-; по; теме диссертации, пункт 3). ' ■

3. Для анализа угроз безопасности впервые разработан метод р»азделе-ния технологического процесса на базовые интервалы, на каждом из которых могут считаться неизменными причины и условия возникновения! на

V-• ivV .с f . * *• »\isС>} -j"/ i.'<;'Л< «i**i»A14 11**'}.Vvtv-4V -- J ^—VAvV^** r.»4^ iрушений технологического процесса, с учетом существующей взаимосвязи событий на различных базовых интервалах. Разработаны новые инженерные методы создания логико-вероятностных моделей на основе функций безопасности анализируемого объекта при формировании технологического процесса перегрузки на основе базовых интервалов.

4. Предложена методика разработки рекомендаций по повышению безопасности процесса перегрузки, которая, в отличие от известных, включает оптимизацию структуры системы управления, определение необходимого и достаточного объема защит и блокировок, рекомендации по уменьшению вероятности отказов по общим причинам. Путем проведения расчетов вероятностных показателей безопасности показано, что система управления, выполненная с разделением функций управления, защит и блокировок обладает значительно лучшими показателями безопасности по сравнению с используемыми ранее двухканальными системами с интеграцией функций управления и защиты за счет уменьшения вероятности зависимых отказов.

Практическая ценность работы. Практическая ценность диссертационной работы заключается в том, что полученные результаты могут использоваться как инструмент, позволяющий рассчитать вероятностные показатели безопасности существующего или проектируемого комплекса перегрузки, а так же оценить эффективность отдельных технических решений, используемых для повышения безопасности перегрузки. Это дает возможность применить предлагаемые методы в процессе разработки или модернизации оборудованият путем последовательной оценки и введения дополнительных защит и блокировок, добиваясь получения требуемых показателей безопасности всего технологического комплекса4 перегрузки ЯТ. ■

Полученные результаты диссертационного исследования^ могут быть использованы для разработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации ТТО на АЭС и предприятиях, связанных с переработкой ЯТ. t« -ti**T4 -X СЪ-.Ч'м.^аЛ LzXLa ь.) >•» J tru J*»*» Vr*< * ti II*/ Ujj-t — 1r ** 1 ft iv J < t

Реализация результатов работы. Результаты диссертационной работы, связанные с расчетом параметров безопасности, оптимизации структуры системы управления, определения необходимого и достаточного количества защит и блокировок и ряда других вопросов были использованы при модернизации оборудования перегрузки активной зоны реакторных установок на следующих АЭС:

• Калининская АЭС - энергоблоки 1, 2, 3;

• Балаковская АЭС — энергоблоки 1, 2, 3;

• Нововоронежская АЭС - энергоблок 5;

• Ростовская АЭС - энергоблоки 1, 2;

• АЭС «Ловиза» — энергоблок 1 (Финляндия);

• Ровенская АЭС — энергоблок 1 (Украина);

• АЭС «Кудан-Кулам» - энергоблоки 1, 2 (Индия).

Практическая реализация результатов исследования показала высокую эффективность предложенных решений, что подтверждается отсутствием инцидентов с ЯТ при эксплуатации модернизированного оборудования по перегрузке реакторных установок.

Положения и результаты, полученные лично автором и выносимые на защиту:

1. Метод анализа безопасности перегрузки ЯТ;

2. Методика анализа безопасности перегрузки ЯТ;

3. Методика повышения безопасности перегрузки ЯТ;

4. Предложения по автоматизированному управлению технологическим процессом перегрузки ЯТ.

Апробация работы. Результаты работы были рассмотрены и одобрены на совещаниях со специалистами ОКБ «Гидропресс», ФГУП НИАЭП, ФГУП «ОКБМ», STUK (центра по радиационной и ядерной безопасности Финляндии), на совещании по рассмотрению вопросов, связанных с организацией работ и реализации на АЭС с ВВЭР «Программы по повышению эффективности использования методов ВАБ при эксплуатации АС концерна «Росэнергоатом».

Кроме того, материалы диссертационной работы докладывались на 4-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2005), на 5-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2006), на 3-ей международной научно-технической конференции «Информационные и управляющие системы АЭС: аспекты безопасности» (Харьков, 2007), на 16-ой Международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2009), на Всероссийской научно-практической* конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009), на 13-ой Всероссийской конференции по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009).

Структура? ишбъем?диссертационной? работы; Диссертационная^ работа состоит из;введения; четырех глав, заключения, списка литературы й двух приложений. Работа включат в себя .137 страниц текста, 29 рисунков, 19 таблиц, список литературы из 100 наименований.

Публикации: по темедиссертации.

Г. Федосовский, М;Е. Вероятностный анализ безопасности гранс-портно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М;Е. Федосовский, Г.А. Фокин, В.И. Гуменюк, А.А. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98-102. - 0,25 п.л. (в т.чг автора^ОДб шлф=

2. Федосовский^ М.Е. Оценка уязвимости транспортно-технологического оборудования^ перегрузки? ядерного- топлива /

•". М.Е. Федосовский, F.A. Фокин, В.И. Гумешок, А.А.Сыров // Информация и космос. 2009. №4. С. 94—100; — 0^37 и.л. (в т.ч. автора 0,25 n.ji;).

3. Патент 2335025 Россия. Способ управления опасным технологическим процессом с нестационарными объектами / В.И.Дунаев,

Ю.В. Кольев, М.Е. Федосовский и др. Опубл. 27.09.2008. Бюл. № 27. 33 с. - 2,06 п.л. (в т.ч. автора 0,5 п.л.).

4. Федосовский, М.Е. Методика анализа надежности реализации функций безопасности транспортно-технологических операций с ядерным топливом / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев и др. // Материалы 3 междунар. науч.-техн. конф. (Харьков, 09-11 окт., 2007). С. 6570. — 0,31 п.л. (в т.ч. автора 0,2 п.л.).

5. Копьев, Ю.В. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при модернизации транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / Ю.В. Копьев, М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов и др. // Материалы 5 междунар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр., 2006). С. 53-56. - 0,19 п.л. (в т.ч. автора 0,1 п.л.).

6. Федосовский, М.Е. Модернизация машин перегрузочных на АЭС с ВВЭР. Опыт и перспективы / М.Е. Федосовский И Материалы 5 междунар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр. 2006 г.). С. 90—94. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

7. Федосовский, М.Е. Вопросы обеспечения безопасности при модернизации перегрузочных машин, с учетом выполнения новых функциональных требований / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев, JI.A. Первушин // Материалы 4 междунар. науч.-техн. конф. (г. Подольск, 23-26 мая 2005 г.). С. 35-40. - 0,31 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

8. Федосовский, М.Е. Новые подходы использования методов ВАБ для анализа безопасности РУ с ВВЭР в стояночном режиме, в части транспортно-технологических операций с ядерным топливом в процессе эксплуатации / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев и др. // Материалы 4 междунар. науч.-техн. конф. (г. Подольск, 23-26 мая, 2005 г.). С. 73-77. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора ОД 5 п.л.).

9: Федосовский; М.Е. Анализ надежности и технологического комплекса перегрузки ЯТ по выполнению требований безопасности / М.Е. Федосовский // Материалы 16 междунар. науч.-метод. конф. (Санкт

Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495-498 - 0,18 п.л (в т.ч. автора 0,18 пл.).

10. Федосовский, М.Е. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при модернизации транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский // Материалы 16 между-нар. науч.-метод. конф. (Санкт-Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495498. - 0,18 п.л (в т.ч. автора 0,18 п.л.).

И. Федосовский, М.Е. Анализ уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин // Материалы Всерос. науч.-прак. конф. (Санкт-Петербург, 23-24 апреля 2009 г.). С. 113-119. - 0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

12. Федосовский, М.Е. Анализ безопасности оборудования перегрузки активной зоны реакторной установки / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин// Материалы 13 Всерос. конф. по проблемам науки и высшей школы (18 мая 2009 г.). С. 277-284. - 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,3 п.л.).

4.2 Выводы

Выполнение вероятностного анализа повреждения топлива на отечественных АЭС (Калининская АЭС, Балаковская АЭС, Нововоронежская АЭС, Ростовская АЭС) и зарубежных АЭС (АЭС «Ловиза» — Финляндия, Ровенская АЭС — Укранина, АЭС «Кудан-Кулам» — Индия) показало большую эффективность предложенных подходов (см. глава 3) при проектировании и модернизации перегрузочного оборудования в части обеспечения безопасности.

2.60Е-03 - У ■ :' .- '. ■ > Ли; ^

1,30E-03 г,30Е-05 3.00Е-04 I.20E-05 2.70Е-05

Падение сборки Изгиб сборки Боковой удар сборки

Использование предложенных подходов позволяет определить наиболее слабые, с точки зрения безопасности, места в проекте перегрузочного оборудования и сформулировать обоснованные рекомендации по повышению уровня безопасности перегрузки топлива.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основными результатами выполненных диссертационных исследований являются: метод анализа безопасности технологического процесса перегрузки топлива, учитывающий особенности перегрузки, связанные с изменением условий выполнения отдельных технологических операций и возможностью распространения нарушений технологического процесса; комплекс инженерных подходов (методика) выполнения анализа причин и условий нарушения требований безопасности при выполнении транспортно-технологических операций с ЯТ, формирования графических, логических и вероятностных моделей нарушения требований безопасности, анализа надежности персонала, анализа отказов.по общими причинам и формирования базы данных по надежности элементов перегрузочного оборудования; методика формирования рекомендаций по повышению безопасности перегрузки топлива, с учетом оптимизации, структуры системы управления, определения необходимого и достаточного объема защит и блокировок, рекомендаций по уменьшению вероятности отказов по общими причинам; структура системы управления перегрузочным, оборудованием, обеспечивающая значительно лучшие показатели безопасности по сравнению с используемыми в настоящее время- двухка-нальнымиг системами управления.

Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны, теоретической и практической значимости. Их обоснованность и достоверность подтверждена практической реализацией на АЭС РФ и зарубежных стран.

Апробация полученного научно-методического аппарата для разработки предложений по повышению безопасности операций перегрузки ЯТ с автоматизированным управлением на энергоблоках с водо-водяными энергетическими реакторами показала, что цель диссертации, состоящая в повышении уровня безопасности перегрузки топлива, а также их вероятностно-временных и экономических характеристик достигнута. Основными направлениями дальнейших исследований следует считать обоснование численных значений предельно-допустимых воздействий на перегружаемые элементы для формирования соответствующих нормативных документов (технические регламенты, ГОСТ Р).

1. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций. Учеб. для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1999. - 928 с.

2. Шиянов А.И., Герасимов М.И., Муравьев И.В. Системы управления перегрузочных манипуляторов АЭС с ВВЭР. М.:Энергоатомиздат, 1987.176 с.

3. Махутов Н.А., Резников Д.О. Оценка уязвимости технических систем и ее место в процедуре анализа риска // Проблемы анализа риска, том 5,2008, №3, с.72-85.

4. Федосовский, М.Е. Вероятностный анализ безопасности транспорт-но-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин, В.И. Гуменюк, А.А. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98-102

5. Федосовский, М.Е. Оценка уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин, В.И. Гуменюк, А.А. Сыров // Информация и космос. 2009. №4. С. 94-100.

6. Патент 2335025 Россия. Способ управления опасным технологическим процессом' с нестационарными объектами* / В.И. Дунаев, Ю:В. Копьев, М.Е. Федосовский и др. Опубл. 27.09.2008. Бюл. № 27. 33 с.

7. Федосовский, М.Е. Модернизация машин перегрузочных на АЭС с ВВЭР. Опыт и перспективы / М.Е. Федосовский // Материалы 5 междунар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр. 2006 г.). С. 90-94.

8. Федосовский, М.Е. Анализ надежности и технологического комплекса перегрузки ЯТ по выполнению требований безопасности / М.Е. Федосовский // Материалы 16 междунар. науч.-метод. конф. (Санкт-Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495-498.

9. Федосовский, М.Е. Анализ* уязвимости транспортно-технологического оборудования, перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин // Материалы Всерос. науч.-прак. конф. (Санкт-Петербург, 23-24 апреля 2009 г.). С. 113-119.

10. Федосовский, М.Е. Анализ безопасности оборудования перегрузки активной зоны реакторной установки / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин// Материалы 13 Всерос. конф. по проблемам науки и высшей школы (18 мая 2009 г.). С. 277-284.

11. Швыряев Ю.В. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1992. -266с.

12. Методики оценки последствий аварий на опасных производственных объектах. Сборник документов Госгортехнадзора России. Серия 27. Декларирование промышленной безопасности и оценка риска. Выпуск 2. М.: НТЦ "Промышленная безопасность", 2002, 206 с.

13. Любарский А.В. Развитие и систематизация* методик вероятностного анализа безопасности атомных электростанций: Обнинск, 2003 -167с.

14. Ершов Г.А., Козлов Ю.И., Солодовников А.С., Можаев А.С. Оценка безопасности атомных энергетических объектов на стадии проектирования. Тяжелое машиностроение, №8, 2004, с. 33-39ч

15. Можаев А.С. Общий логико-вероятностный,метод анализа надежности сложных сис-тем. Уч. пос. Л.: ВМА, 1988. -68с.

16. Mozhaev A.S. Theory and practice of automated structural-logical simulation of system. International Conference on Informatics andi Control3 (ICI&C97). Tom 3. StPetersburg: SPIIRAS, 1997, p. 1109-1118.

17. Можаев A.G., Громов B:H; Теоретические основы, общего логико-вероятностного метода автоматизированного моделирования систем. СПб. БИТУ, 2000. -145с.

18. Китушин В.Г. Определение логической функции работоспособности электрической системы. // Электричество. Вып.11, 1976.

19. Константинов Б.А., Лосев Э.А. Логико-аналитический метод расчета надежности восстанавливаемых систем электроснабжения. // "Электричество", №12. 1971.

20. Панин О.А. Анализ безопасности интегрированных систем защиты: логико-вероятностный подход. Специальная Техника, №5, 2004

21. Рябинин И.А. Логико-вероятностные методы и их создатели. СПб.: ВВМИУ им. Дзержинского, 1998.-34с.

22. Рябинин И.А. Логико-вероятностная теория безопасности и ее возможности. // Труды Международной Научной Школы 'Моделирование и анализ безопасности, риска и качества в сложных системах1 (МА БРК -2001). СПб.: Издательство ООО 'НПО 'Омега', 2001, с.23-28.

23. Рябинин»И:А., Парфенов Ю.М. Надежность, живучесть и безопасность корабельных электроэнергетических систем. СПб: ВМА им. Н.Г. Кузнецова, 1997.

24. Гусев Л.Б., Ершов Г.А. Методология, теория и практика моделирования и расчета надежности, живучести, безопасности сложных организационно-технических систем. СПб.: Морские технологии, №1,1998.

25. ГОСТ 27.310-95. Межгосударственный стандарт. Надежность в технике. Анализ видов, последствий и критичности отказов. Основные положения. М.: Издательствово стандартов, 1997. — 12 с.

26. МЭК60812-1985. Методика анализа надежности систем. Метод анализа видов и последствий отказов» (ГОСТ27.310-95)

27. МЭК60300-3-9 «Управление надежностью. Руководство по применению. Анализ риска технологических систем» (ГОСТР51901-2002)

28. МЭК61025-1990. Древовидный метод анализа неисправностей

29. ГОСТ 24.701-86 Надежность автоматизированных систем управления.

30. ГОСТ 26291-84 Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей.

31. ГОСТ 27.301-95 Расчет надежности. Основные положения.

32. Острейковский В.А. Теория надежности. М.: Высш. шк., 2003 — 463с.

33. Райншке К., Ушаков И.А. Оценка надежности систем с использованием графов. М:; Радио и связь, 1981. —264с.

34. Программный комплекс автоматизированного структурно-логического моделирования сложных систем (ПК АСМ 2001). СВИДЕТЕЛЬСТВО № 2003611099 об официальной регистрации программ. Авторы и правообладатели: Можаев А.С., Гладкова И.А. М.: Роспатент РФ, 2003.

35. Risk Spectrum. Руководство по теории. // Техническая документация к программному комплексу фирмы By Relcon АВ. -58с.

36. Risk Spectrum Professional. Руководство пользователя. // Техническая документация к программному комплексу фирмы By Relcon АВ: -119с.

37. Программный комплекс Risk Spectrum вероятностного анализа надежности и безопасности систем. Разработан Шведской фирмой Relcon АВ. Форма исходной структурной схемы системы — дерево отказов. Данные получены из Internet, сайт http://www.riskspectrum.com.

38. Можаев А.С., Ершов Г.А, Татусьян О.В. Автоматизированный программный комплекс для оценки надежности систем. (ПК ACMNEW, версия 2.01) СПб.: ВВМИУ им. Ф.Э. Дзержинского, 1994.

39. Описание программы CRISS-4.0 для моделирования и анализа систем безопасности и- ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности: отчет о НИР/ОКБМ; исполн.: Бахметьев A.M., Бы-лов И.А. г. Н. Новгород, 2004г. 94 м. Инв. №10025/04.

40. G.W. Hannaman, F.J. Spurgin and J.R. Fragola, Systematic Human Action Reliability Procedure, NR-3583, Electric Power Research Institute, 1984.

41. A.D. Swain & H.E. Guttman, Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Application, NUREG/CR-1278, US NRC, USA, 1983.

42. Humpreus P. Human Reliability. Assessor Guide Safety and Reliability Directorate, United Kingdom Atomic Energy Authority, RTS 88/95 Q, October 1988.

43. ОПБ-88/97 Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций,. 1988 г., Госатомнадзор, Москва^ Россия.

44. МЭК 615081 Функциональная; безопасность электрических, (электронных) программируемых электронных; систем, связанных с безопасностью;; 2005 г.

45. Procedures for conducting common cause failure analysis in probabilistic safety assessment; IAEA-TECDOC-648, МАГАТЭ^ май; 1992 г

46. Ершов Г.А., Ермакович Ю.Л., Парфентьев М.А., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. Моделирование отказов по общей причине при проведении вероятностного анализа безопасности АЭС. Тяжелое машиностроение, 2008 г., №10, стр. 2-5.

47. МЭК 61508-6. «Functional safety of electrical/electronic/programmable electronic safety-related systems — Part 6: Guidelines on the application of IEC 61508-2 and IEC 61508-3». Международная электротехническая комиссия, Женева, Швейцария, 2000 г.

48. D. М. Rasmuson, A. Mosleh, F. М. Marshall Some General Insights from the USNRC's Common Cause Failure Database. Сборник трудов международной конференции PSAM4, 13-18 сентября 1998 г., Нью-Йорк, США, том 1, стр. 195-200.

49. Procedures for Treating Common Cause Failures in Safety and Reliability Studies, Vol.1. EPRINP-5613. NUREG/CR-4780, February 1988.

50. CCF Parameter Estimations, 2003 Update, U.S. Nuclear Regulatory Commission, http://nrcoe.inl.gov/results/CCF/Pal*amEst2003/ccфaramest.htm

51. Б.В. Гнеденко, Ю.К. Беляев, А.Д. Соловьев "Математические методы в теории надежности", М, "Наука", 1965.

52. Ушаков И.А. Надежность технических средств — М., Радио и связь, 1985.

53. Зарудный В.И. Надежность судовой навигационной аппаратуры — Д., Судостроение, 1973

54. Кузнецов С.Е. Основы эксплуатации судового электрооборудования и средств автоматизации — М., Транспорт, 1991

55. Диллон Б., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем. М.:Мир 1984, 318 с.

56. Райншке К. Модели надежности и чувствительности систем. М.: Мир, 1979, 452с.

57. Байхельт Ф., Франкен П Надежность и техническое обслуживание. Математический подход. М.:Радио и связь, 1988, 392 с.

58. Проурзин В.А. Алгоритмы анализа и оптимизации технико-экономического риска при проектировании сложных систем/ Автоматика и телемеханика. №7, 2003, с.40-50.

59. Байхельт Ф., Франкен П. Надежность и техническое обслуживание. Математический подход. М.: Радио и связь, 1988.

60. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок. Основы расчета. М.: Энергоатомиздат, 1987.

61. Хенли Э.Д., Кумамото Н. Надежность технических систем И'оценка риска. М. Машиностроение, 1984.

62. Александровская Л.Н., Аронов И.З., Елизаров А.И. и др. Статистические методы анализа безопасности сложных технических систем. М.: Логос, 2001.

63. Ястребнецкий- М:А. Надежность технических средств в АСУ технологическими процессами. М.: ЭНЕРГОИЗДАТ, 1982. —232 с:

64. Авидженис А. Отказоустойчивость — свойство, обеспечивающее постоянную работоспособность цифровых систем. // Труды института инженеров по электротехнике и радиоэлектронике. Том 66, №10. М.: Мир, 1978, с.5-25.

65. A. Hoyland and М. Rausand, System Reliability Theory, Wiley-Interscience, NY, 1994.

66. S.S. Rao, Reliability-Based Design, McGraw-Hill, NY, 1992.

67. M.E. Pate-Cornell, "Uncertainties in Risk Analysis: Six Levels of Treatment," Reliability Engineering and System Safety, 54, 95-111, 1996.

68. R.L. Winkler, "Uncertainty in Probabilistic Risk Assessment," Reliability Engineering and System Safety, 54, 127-132, 1996.

69. G. Apostolakis and S. Kaplan, "Pitfalls in Risk Calculations," Reliability Engineering, 2, 135-145, 1981.

70. S. Kaplan, "Expert Information vs. Expert Opinions: Another Approach to the Problem^ of Eliciting/Combining/Using Expert Knowledge in PRA," Reliability Engineering and System Safety, 25, 61-72, 1992.

71. S. Kaplan, "On a 'Two-Stage' Bayesian Procedure for Determining Failure Rates from Experiential Data," PLG-0191, IEEE Transactions on Power Apparatus'and Systems, Vol. PAS-102, No. 1, PLG-0191, January 1983.

72. A1. Mosleh, "Expert-to-Expert Variability and Dependence in Estimating Rare Event Frequencies," Reliability Engineering and System Safety, 38, 47-57, 1992.-V w OCJ" 4.» W « Ъ «>4 % * ^-VJ^" •» «" t ^ t i S ^ „J t \

73. L.J. Savage, The Foundations of Statistics, Dover Publications, New York, 1972.