автореферат диссертации по энергетике, 05.14.01, диссертация на тему:Эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями

На правах рукописи

ИГНАТОВ Виктор Игоревич

ЭФФЕКТИВНОСТЬ ПОВЫШЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР-1000 УПРАВЛЕНИЕМ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ

Специальности: 05.14.01 - Энергетические системы и комплексы

05.14.04 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Саратов - 2006

Работа выполнена в ГОУ ВПО «Саратовский государственный технический университет» и в филиале концерна Росэнергоатом «Балаковская АЭС»

Защита состоится 28 марта 2006 года в 14 часов на заседании диссертационного совета Д 212.242.07 при ГОУ ВПО «Саратовский государственный технический университет» по адресу: 410054, Саратов, ул. Политехническая, 77, ауд. 319.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке Саратовского государственного технического университета.

Отзыв на автореферат (в двух экз.), заверенный печатью направлять по адресу: 410054, г. Саратов, ул. Политехническая, 77, Ученому секретарю

Автореферат разослан 26 февраля 2006 г.

Научные руководители:

доктор технических наук, профессор Аминов Рашид Зарифович кандидат технических наук Ипатов Павел Леонидович доктор технических наук, профессор Боровков Валерий Михайлович доктор технических наук, профессор Антонов Александр Владимирович РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

Ученый секретарь диссертационного совета

Ларин Е.А.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. АЭС с ВВЭР-1000 занимают ведущее место в программе развития атомной энергетики России до 2025 г. Физическая и общая проектная концепция реакторов этого типа, обладая важным свойством внутренне присущей безопасности, позволяет во многих случаях саморегулировать начавшиеся аварийные процессы в активной зоне, а под дополнительным контролем развитых систем регулирования и безопасности избегать развития запроектных аварий.

В настоящей работе на основе анализа зарубежного опыта эксплуатации АЭС с аналогичным типом реакторов (Вестингауз, США) и собственной практики непрерывно ведущихся и внедряемых отечественных разработок обоснованы эффективные пути дальнейшего роста готовности энергоблоков этого типа к запроектным и тяжелым авариям, к ликвидации условий для их развития, локализации и смягчению последствий аварий.

Предметом исследования диссертационной работы является поиск и обоснование системных критериев эффективности и методов повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запро-ектными авариями.

Цель работы - научное обоснование эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектны-ми авариями.

Основными задачами исследования являются:

1. Разработка методических положений оценки эффективности повышения эксплуатационной безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000;

2. Обоснование обобщенного критерия и методики расчета системной эффективности повышения аварийной готовности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями;

3. Разработка и оценка приоритетной значимости схемно-парамет-рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий;

4. Разработка, внедрение и обоснование общей эффективности сим-птомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

В диссертации разработаны теоретические положения расчетов системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем снижения риска запроектных аварий и смягчения их последствий.

Научная новизна:

- разработаны методические положения оценки системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и снижения риска запроектных аварий;

- предложены методики обоснования схемно-параметрических решений по снижению частоты запроектных аварий с плавлением активной зоны;

- научно обоснован симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

Практическая значимость. Определена системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий, в том числе по повышению надежности охлаждения активной зоны и парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования собственных нужд АЭС. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления тяжелыми авариями на Балаковской АЭС.

На защиту выносятся:

1. Методические положения и результаты расчета системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями;

2. Схемные решения и организационные мероприятия по повышению надежности отдельных систем безопасности и по управлению запроектными авариями;

3. Основные положения симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000;

4. Результаты анализа системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Достоверность результатов и выводов диссертационной работы обоснована использованием методологии системных исследований в атомной энергетике, теории надежности и безопасности, теплопередачи и теплофизики реакторного и теплосилового контуров АЭС, а также теории надежности больших систем энергетики.

Основные организационные решения и положения симптомно-ориентированного метода управления тяжелыми авариями выверены в соответствии с основами технико-экономического анализа в атомной энергетике, общим принципами управления аварийными ситуациями. Проведено сопоставление полученных результатов и выводов исследования с имеющимися данными других работ.

Личный вклад автора заключается в следующем:

1. Разработаны методические положения оценки эффективности повышения безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 управлением залроектными авариями;

2. Обоснован обобщенный критерий и разработана методика расчета системной эффективности повышения аварийной готовности АЭС с ВВЗР;

3. Разработана и оценена приоритетная значимость схемно-параметрических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий;

4. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления залроектными авариями на Балаковской АЭС;

5. Выполнен анализ системной эффективности предложенных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Апробация работы. Изложенные в диссертации материалы опубликованы в научных статьях и докладывались на научных конференциях и семинарах в 1998-2005 гг. в городах Саратове, Балаково, Пензе, международных симпозиумах концерна «Росэнергоатом» в г. Москве и др., в том числе, зарубежных симпозиумах и конференциях.

Разработанные в диссертации методические положения и результаты исследования могут быть использованы при повышении эксплуатационной безопасности и аварийной готовности к запроектным авариям, как для проектируемых, так и для действующих АЭС с ВВЭР-1000.

Публикации. По материалам диссертации автором опубликовано 9 научных статей.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованной литературы, включающего 101 наименование, приложейий, изложена на 193 страницах, включая 161 страницу основного текста, содержит 28 рисунок, 28 таблиц.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении охарактеризована проблема эффективного повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запро-ектными авариями, обоснована актуальность и поставлена цель работы, определены основные задачи исследования, отражены научная новизна полученных результатов, их практическая ценность и апробация.

В первой главе «Современное состояние и направления обеспечения безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР» освещены вопросы обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и аналогичных реакторов (PWR) за рубежом, дана классификация аварий на проектные, запроектные и тяжелые, систематизированы основные мероприятия, проводимые в России и мире по совершенствованию систем управления залроектными авариями.

Проанализированы аварии на АЭС с ВА^ и в том числе под-

робно на ТМ1 - 2 (США) в 1979 г. Анализ и учет ошибок персонала указывает на целесообразность регламентирования в инструкциях действий оперативного персонала исходя не из аварийного «события», а из фактического состояния реактора и энергоблока (на основе признаков или симптомов, характеризующих это состояние). При этом удается избежать необходимости разработки бесчисленного ряда инструкций и детерминированных сценариев развития аварий и соответствующих управляющих действий, заменив их процедурами восстановления критических функций безопасности (КФБ), число которых ограничено.

Рассмотрены основные системы безопасности и их характеристики АЭС с усовершенствованными АРЭДИ (на примере реактора 1300 МВт 8!ге\уе11-В, Англия). Проанализированы данные по вероятности разрушения активной зоны (частоты плавления Хпаз) Для разных исходных событий - долевые значения вероятности Я.ПАЗ, привносимые последствиями этих событий в развитие аварий с плавлением активной зоны (ПАЗ).

Приведен краткий анализ имеющихся разработок ведущих институтов, центров, отдельных специалистов в России и за рубежом по проблеме оценки надежности и безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и с мощными PWR.

В этой главе проанализированы разработки по управлению запроект-ными авариями на АЭС с симптомно-ориентированные аварийные

инструкции по управлению запроектными авариями (СОАИ), частично распространенные в области тяжелых аварий. На базе этих материалов при участии автора диссертации разработано руководство по управлению запроектными авариями (РУЗА).

Показаны основные направления обеспечения безопасности Балаков-ской АЭС с учетом дополнительных мероприятий, предложенных в ходе эксплуатации и соответствующих мировым стандартам. Обоснованы важность и своевременность данной работы, актуальность, цель и задачи исследования.

Во второй главе «Системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР» показано, что при запроектных авариях, когда предусмотренные проектом штатные системы безопасности не в состоянии обеспечить полностью безопасное протекание аварийных процессов, необходимо минимизировать ожидаемый суммарный системный ущерб. Эта цель достигается превентивными мероприятиями технического и организационно-управленческого характера. Среди них повышение надежности охлаждения активной зоны, парогенераторов при полном обесточивании АЭС (сверхпроектные технические мероприятия) и симптомно-ориентированные управляющие действия по восстановлению КФБ (управленческие мероприятия).

Показана необходимость оценки системной эффективности мероприятий по повышению аварийной готовности АЭС в условиях управле-

ния запроектными авариями по критерию минимизации отношения затрат в реализацию мероприятий к дополнительному предотвращаемому риску.

Обоснованы показатели надежности и безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вероятностном и системном технико-экономическом анализах: интенсивность отказов интенсивность восстановлений ц(0=5Р(1)/д1, где Р(0, - вероятность безотказной работы и вероятность восстановления отказа за период времени I; коэффициенты готовности и аварийности: Кг=|х/(|1+Х); дш=1-Кг= коэффициент обеспеченности электроснабжения: я=1-М(ДЭ)/Эпл, где М(ДЭ) - математическое ожидание недостатка электроэнергии вследствие полных и частичных отказов (режимных и функциональных), Э„„ - плановый отпуск электроэнергии энергоблоком, кВтч; коэффициент эффективности функционирования: Кэф(0=Р{Ир>N5,1} Р{N3>Ытр^}, где Р{Кр>М5,1} - вероятность того, что в момент времени I уровень рабочей мощности блока (системы) будет не ниже требуемого по графику потребительской нагрузки.

Использованы и другие показатели: частота тяжелых аварий с плавлением активной зоны (Хпаз) и доля вклада в неё (нормированные на 100%) различных исходных событий (запроектных или проектных), а также их из енение при реализации какого-либо мероприятия, эффективность которого анализируется; эквивалентная аварийность qэ каждой из (пэ) энергоустановок в условной энергосистеме, полученная по модели эквивален-тирования сложной системы, в которой работает исследуемая АЭС с учетом характерных графиков нагрузки (ОЭС Средней Волги).

Изложены концептуальные положения вероятностного и детерминистического анализа безопасности АЭС с ВВЭР-1000, а также обоснованы обязательные этапы выполнения ВАБ и состав отказов оборудования при детерминистических теплогидравлических анализах ряда серьезных аварий применительно к 1-му блоку Балаховской АЭС.

Определены частичные вклады группы исходных событий в частоту плавления активной зоны (рис. 1).

С позиций требований эксплуатации в условиях вероятных запроектных аварий сформированы принципы по дальнейшему развитию ВАБ и детерминистических расчетов аварий.

При этом учтен последний опыт формирования документов по управлению запроектными авариями в странах, развивающих ядерную энергетику. Показана необходимость дальнейшего развития «базовых» ВАБ в части учета переходных режимов (останов, стояночный режим, последующий выход на мощность), а также в направлении замены усредненных статистических характеристик надежности более реальными, «активными», получаемыми с учетом старения элементов или замены на новые, временного изменения готовности систем (например, при проверке каналов безопасности) и других влияющих факторов. В этом случае результаты

могут наглядно представляться в режиме реального временя и включаться в процесс принятия решений.

О 5 ■ I

Рис. 1. Частичные вклады групп исходных событий в частоту ПАЗ

Формализован учёт социального ущерба при авариях, базирующихся на п. 2.7 НРБ-99 (Нормы радиационной безопасности), разработках в России и за рубежом по ЦСЖ (цена спасения жизни), ССЖ (стоимость среднестатистической жизни) и другим показателям.

Оценки потенциального риска для случаев запроектных аварий с ПАЗ показали, что снижение Хпаз на 20% уменьшает составляющую социального риска незначительно. Для принятого диапазона коллективной дозы 100300 чел-Зв при ^паз= 10'5 реакт-год"1 величина социального риска снижается на 12-36 дол./год, а для диапазона дозы 400-1200 чел-Зв и ХПАЗ=10'4 реакт-год"' величина снижения риска составляет 480-1440 дол./год.

Изучено влияние на ущерб других составляющих. Например, консервативно полагается, что в результате аварии с ПАЗ энергоблок переходит в состояние восстановления на срок до 1,5-2,0 лет, либо досрочно прекращается его эксплуатация. При этом возникают, кроме ремонтных, дополнительные системные издержки, например в компенсирующую выработку на замещаемых электростанциях с более низкой эффективностью при недостаточном резерве мощностей.

Допущение еще одной тяжелой аварии может стать причиной принятия ряда ограничивающих развитие АЭС решений. Это создаст предаю-

сылки для негативных диспропорции в топливно-энергетическом и внешнеторговом балансах страны.

Показана эффективность организационных решений по обеспечению безопасности. При относительной малозатратное™ такие меры, как выработка и контроль требований к эксплуатационному персоналу Балаковской АЭС, закрепленных уставом АЭС, организация противоаварийных цеховых и общестанционных тренировок с использованием общетренажерной подготовки, а также функционально-аналитического тренажера, позволили резко снизить количество внеплановых остановов по вине персонала и стабилизировать его, начиная с 1994 г., на предельно низком уровне.

Показано, что высококачественный противоаварийный тренинг персонала, воспитание приверженности требованиям культуры безопасности, научно обоснованная периодичность переподготовки и контроль знаний, внедрение лучшего мирового опыта эксплуатации должны сочетаться с активной деятельностью лаборатории психофизиологического обеспечения персонала и системой медицинского обеспечения.

Обеспечение качества подготовки персонала характеризуется как логическое произведение: ОК=ПтОрК - производственно-технической (Пт), организационной (Ор) и кадровой составляющей (К). Одному из важнейших сомножителей Ор в части внедрения симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями уделено особое внимание на Балаковской АЭС.

Предложен критерий оценки эффективности мероприятий по повышению безопасности по соотношению приведенных затрат в их реализацию Зм"рив и дополнительно предотвращаемого годового ущерба ДУгод

П Щ

--»г» .

(1)

/

К%=Змпри7 АУГОД= Змпр"7 ад Г^Р*

и=и=1 '=и=1

В формуле (1) знаком (*) помечены значения величин У'Д/иР*, после реализации мероприятий: А,, - частота каждой из п аварий типа имеющей вклад Р, (нормирован на 100%) в аварию с ПАЗ; - ожидаемый системный ущерб от аварии с ПАЗ по каждому ^му из т слагаемых.

Обоснованы и формализованы все основные затратные составляющие знаменателя формулы (1): ремонтная; резервная; системная; социальная

ДУгод-ДЗрем"'" ДЗрс3"Ь АЗсист^" ДЗадц. (2)

Системные затраты состоят из двух слагаемых: 1) потерь у потребителя из-за недополученной продукции при снижении частоты; 2) из-за перерасхода топлива на всех установках в системе из-за снижения КПД при нерасчетной частоте вращения роторов турбин и механизмов собственных нужд (СН). Затраты на ремонтно-восстановительные работы оценивались укрупненно с использованием имеющихся данных по запроектным авариям, имевшим место на АЭС с корпусными водоводяными реакторами. При оценке изменения затрат в потребный резерв в условиях поддержания в

системе заданного индекса надежности электроснабжения (БИ),996-0,999) консервативно принято, что имеющийся резерв недостаточен, энергосистема функционирует до завершения ремонта блока при пониженной частоте, либо индексе надежности электроснабжения Р.

Результаты расчетов указанных составляющих (рис. 2) показывают, что суммарное снижение риска от проведенных мероприятий при снижении частоты ПАЗ на (2,0 - 2,4)-10" реакттод'1 составляет 460 - 600 тыс. руб/год.). Из них наибольшее значение имеет снижение потерь у потребителя ДУй,.

Составляющая АУЭК может быть связана с ограничивающими развитие АЭС в России решениями. В этом случае повышается ее расчетная значи- |

мость.

АУ1,ДУ,„, тыс. руб/год

Рис. 2. Уменьшение риска системного ущерба и его составляющих в зависимости от снижения частоты аварий с ПАЗ

В третьей главе «Обоснование мероприятий по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий» предложены схемные решения по повышению надежности охлаждения активной зоны, выбраны эффективные варианты повышения надежности охлаждения парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС и проведена вероятностная оценка безопасности АЭС при ее обесточивании и нарушении связи с системой.

Обоснованы эффективные решения по дополнительному резервированию систем электроснабжения собственных нужд: установка дополнительного передвижного дизель-генератора для использования на разных блоках станции; создание прямых связей на генераторном напряжении с соседней тепловой либо гидравлической станцией; подача напряжения на шины аварийного питания 6 кВ от дизель-генератора только соседних (или всех других) энергоблоков (рис. 3).

К оборудованию канала безопасности

Секция 2-го канала блока №1

1

Выключатель

Трансформатор

I

у К секциям 2-го канала блоков 2,3,4

Рис.3. Схема подачи напряжения на секцию собственных нужд 6 кВ резервного питания дизель-генераторов (ДГ) 2 канала безопасности каждого из четырех энергоблоков АЭС

Расчетно-теоретическими исследованиями установлено, что резервирование одного канала безопасности в условиях обесточивания только одного энергоблока приводит к снижению частоты ПАЗ по этой причине в 2,2 раза, а при обесточивании всех четырех энергоблоков - в 3,9 раза.

Проанализированы в условиях Балаковской АЭС следующие режимы предотвращения последствий выкипания теплоносителя в первом контуре. К ним относятся: открытие линии аварийного газоудаления; открытие системы аварийного газоудаления и перевод всех БРУ-А в режим расхолаживания; то же с обеспечением питания парогенераторов от резервного источника при повышенном давлении в ПГ (>3,6 МПа); то же - после снижения давления пара в ПГ (<3,6 МПа).

Показана эффективность процедуры «подпитаа - сброс» по первому контуру с использованием насосов САОЗ ВД для подпитки, предохранительного клапана компенсатора давления (ПК КД) и системы аварийного газоудаления для сброса теплоносителя из первого контура при аварии на 1-3-м блоках Балаковской АЭС и невозможность этой процедуры для бло-

ка № 4 в связи с тем, что ПК КД этого блока не может быть открыт операторами при пониженном давлении. Для 4-го блока необходима подпитка ПГ и подачи в них воды аварийным питательным насосом с моторным приводом.

Проведена вероятностная оценка безопасности АЭС при её обесточи-вании и нарушении связи с системой по произведению вероятности отказа Р([=!0) функционирования аварийных собственных нужд в момент времени

1=1о и восстановления этих функций на интервале времени Р = Р((=(о) -Р(,М(|). На рис. 4 приведены графы состояния при обесточива-

нии АЭС. Здесь характеризует эффективность (частоту) нарушения (

связей с энергосистемой. Вероятность успешного пуска канала — это произведение вероятностей включения резервного источника Рдг и выполнение рабочих функций PJ каждым из ответственных исполнительных элементов канала. С учетом дополнительного резервирования Рдоп

Рис. 4. Состояние при обесточивании АЭС в момент 1==1<) (а), при ^о (б), усеченные состояния (в): 1 - отсутствие нарушений связи с системой;

2 - связь с системой прервана, выполнение функций одним из резервных каналов; 3 - отсутствие функционирования собственных нужд.

ЗА - запроектная авария

Показано, что сооружение дополнительной связи с соседней электростанцией с вероятностью включения 0,999 почти в два раза снижает вероятность обесточивания собственных нужд.

При условии безопасного прохождения режимов охлаждения активной зоны реактора ^К^р решением графов на рис. 4 получены условия наступления повреждения активной зоны (с 1,12-Ю"4 год'1 до 5,5-Ю"5 год"').

I

Р,=[Н1-Рдг)(1-Рдоп)]ПР]-Н

= И31рЦ32 • (1 - ехр( - р • 1кр)); (3)

Р = Х1_23 +ц3, +Ц32.

Для принятых условий получены текущие вероятности обесточива-ния, начиная с момента времени Ь}. Результаты расчетов показывают на существенные резервы роста безопасности АЭС по условиям повышения надежности электроснабжения собственных нужд.

В четвертой главе «Анализ системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС» показано, что при прогнозируемом множестве вариантов протекания ЗА не представляется возможным использование так называемого событийного подхода для организации управления ЗА, целью которого является изменение хода аварии и прекращение ее развития на основе знания исходного события и особенностей протекания аварийного процесса. Более эффективным является симптомно-ориентированный метод управления ЗА, основной задачей которого является сохранение барьеров распространения активности, предотвращение тяжелого повреждения или расплавления АЗ. Цели управления ЗА сводятся к следующему: обеспечение подкритичности реактора; обеспечение надежного теплоотвода от АЗ; расхолаживание РУ в процессе аварии, а также после стабилизации параметров в послеаварийном состоянии; обеспечение целостности системы первого контура; обеспечение целостности и герметичности оболочки РУ для сведения к минимуму радиологических последствий, удержания радиоактивных продуктов в установленных границах и количествах; обеспечение работоспособности минимального количества оборудования, необходимого для управления ЗА и необходимого запаса рабочих сред в первом и втором контурах.

Разработан подход к управлению авариями на стадиях предотвращения и смягчения последствий плавления активной зоны, приведены и обоснованы основные положения симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями, проведены обоснование и анализ процедур по предотвращению и смягчению последствий расплавления АЗ и обоснованы средства измерений и уставок для входа в системно-ориентированные процедуры управления ЗА. Процедуры восстановления критических функций безопасности (КФБ) основаны на анализе деревьев состояний и имеют своей главной задачей доведение этих функций до удовлетворительного состояния (на рис. 5 показаны КФБ-04, 05 - контроль функций безопасности: целостность первого контура и герметичность ограждения).

Соотношение Р1к НЕТ

и Т„„ допустимо ДА

Снижение Тхи менее 60 "С за последние 60 минут

НЕТ

ДА

Т.. более 130 °С

НЕТ ДА

О

о

Р„ менее НЕТ

35 кгс/см2 ДА

Т>и более 130 "С

НЕТ

ДА

О

о

Перейти в ВФ-Ц. 1

Перейти в ВФ-Ц.1

КФБ выполнена

Перейти в ВФ-Ц.1

КФБ выполнена

КФБ выполнена

а) «Целостность первого контура» (Ф-04)

Давление в ГО НЕТ

МЕНЕЕ 4 кгс/см2 ДА

О

Давление в ГО МЕНЕЕ 1,3 кгс/см2

НЕТ

ДА

О

Перейти в ВФ-Ц.1

Перейти в ВФ-Ц.1

КФБ выполнена

б) «Целостность герметичного ограждения» (Ф-05) Рис. 5. Деревья состояний КФБ

Процедуры разбиты на семь классов, соответствующих КФБ. Основными из них являются: работоспособность оборудования, подкритичность, охлаждение A3, теплоотвод, целостность первого контура, целостность гермооболочки, наполненность - запас теплоносителя.

Эффективность стратегий по управлению запроектными авариями на уровне предотвращения расплавления A3 определялась расчетным анализом аварий: малая течь с отказами САОЗ ВД и НД, полная потеря питательной воды, полное обесточивание, течь из первого контура во второй через отверстие диаметром 100 мм.

Проведены исследования и даны рекомендации по модификации ряда систем измерения важнейших параметров и характеристик, контроль которых при авариях необходим и требует расширения диапазона (температура теплоносителя активной зоны, уровень радиации, концентрация водорода, давление и температура внутри контейнмента и др.). Рассмотрены две группы уставок: для входа в процедуры восстановления КФБ и в процедуры управления тяжелыми авариями. Разработка уставок первой группы выполнена на основе анализа соответствующих уставок в деревьях состояний ряда АЭС США с PWR. Уставки второй группы разработаны на основе анализа рекомендаций фирмы Вестингауз с учетом реального оборудования условий Балаковской АЭС. С участием диссертанта разработан и внедрен дополнительный метод контроля за теплоотводом из активной зоны по обратному балансу в режиме текущего времени. Файлы исходных данных, используемые в программе, могут создаваться вновь и изменяться.

Проведена оценка оперативной эффективности внедрения симптомно-ориентированного метода управления ЗА, показано влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый ущерб и потребный резерв мощности в энергосистеме.

Сравнены результаты и сделаны выводы из результатов противоава-рийных действий персонала двух разных АЭС «Норт Анна-1» (США, 1987 г.) и «Михама-2» (Япония, 1991 г.) при авариях с обрывом теплообменной трубки в ПГ. На американской АЭС аварией управлял персонал, используя элементы симптомно-ориентированного метода управления. Активная зона, в отличие от японской АЭС, оказалось неповрежденной.

Обоснование предпочтительности симптомно-ориёнтированного метода управления ЗА выполнено логическим сопоставлением недостатков и преимуществ в сравнении с событийным методом. Кроме того, оперативными экспериментами на полномасштабном тренажере на примере аварийной организации режима «сброс - подпитка» установлено новое значение вероятности ошибки персонала - 1,02-10"3. С учетом оценки чувст-ствительности и вклада этого фактора частота повреждения активной зоны с 8,3-10'5 реакт-год"' снижается до 7,310"5или на-20%.

Показано, что при учете предотвращаемого ущерба целесообразно оценивать возможные финансовые последствия тяжелых аварий, связанных с различными запретительными реакциями властей (полный - М или частичный мораторий - ЧМ, строгие ограничения - СО, без ограничений -БО) на дальнейшее после аварии развитие атомной энергетики. Рассмотрена возможная реакция властей на аварию с ПАЗ в России: Р(М)=0,15,-Р(ЧМ-СО)=0,65; Р(БО)=(),2 при одновременном учете недополучаемых валютных поступлений для стратегии «а» развития энергетического баланса с замещением газа за счет АЭС и ТЭС на угле. Подобный подход поднимает оценку эффективности мер повышения безопасности и значимость противоаварийной готовности российских АЭС с ВВЭР-1000. За счет мероприятий, рассмотренных в данной работе, реализованных на Балаков-

ской АЭС, снижено значение с 0,83-Ю"4 до 0,6-Ю"4 реакттод'1.

Рассмотрено также влияние указанных мер повышения безопасности на изменение потребного резерва мощности и снижение риска ущерба в отдельной энергосистеме. В данной работе для оценки доли резерва использован метод эквивалентирования разнородной энергосистемы в однородную из пэ установок мощностью N3 и аварийностью Яэ при условии заданной надежности электроснабжения потребителей (индекс надежности Б задан). Расчеты показывают, что снижение частоты аварий с ПАЗ в результате названных выше мероприятий снижает годовой риск ущерба от длительного снижения Р в регионе (консервативное предположение недостаточности народно-хозяйственного резерва и долгого простоя в аварии) - на 3,5-4,0 тыс. долл. в год. В совокупности с другими составляющими снижение риска ущерба при этом составляет до 550-600 тыс. рублей в год. Определена эффективность мероприятий по повышению безопасности АЭС по соотношению затрат в их реализацию и предотвращаемого при этом риска годового ущерба. В таблице представлена эффективность мер повышения безопасности.

Эффективность мер повышения безопасности при управлении ЗА

Мероприятия Затраты (Зм) и снижение риска ущерба (ЛУх) в млн. руб Снижение Хплз реакт.тод'1

1. Соединение электрических секций каналов безопасности энергоблоков 2,5+3,5 (3„) 6,8+7,7 (Д¥Е) Кэа=0,41 0,8-10"5

2. Разработка мероприятий по симптомному управлению при авариях 5,5+7,0 (Зм) 8,8-9,6 (ДУг) Кэл=0,68 1,0-10*

3. Передвижные моторные средства аварийной подачи воды в парогенератор 3+4 (Зм) 4,1+4,8 (ДУЕ) К,* = 0,77 0,5-10'*

Выводы и рекомендации

1. Проанализированы запроектные аварии на АЭС с ВВЭР и РЭД^ характеристики безопасности лучших отечественных и зарубежных АЭС с водоводяными реакторами, последние имеющиеся разработки по управлению запроектными авариями на АЭС с водоводяными реакторами.

По результатам этого анализа обоснована актуальность исследования:

- путей обеспечения безопасности и готовности к авариям, выходящим по последствиям за рамки проектных;

- научных основ оценки конечных ущербов от запроектных аварий во взаимосвязи и с учетом характеристик энергосистем;

- научного сопровождения разработок симптомно-ориентированных методов управления авариями на конкретных АЭС.

2. Разработана методика расчета системной эффективности снижения риска тяжелых аварий (на примере аварий с плавлением активной зоны -ПАЗ) на основе оценки решений по обеспечению безопасности, а также расчета и анализа снижения составляющих риска по затратам в ремонт и восстановление, резерв, социального ущерба и потерь из-за снижения частоты в системе.

Предложено и обосновано применение критерия отношения дисконтированных затрат на реализацию мероприятий по повышению безопасности к дополнительно предотвращенному ущербу. Показано, что годовая приведенная эффективность ряда мер, ведущих к повышению безопасности отдельных систем или снижению частоты их отказов, должна оцениваться с учетом вклада их в частоту рассматриваемой запроектной аварии с плавлением активной зоны.

3. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий на АЭС с ВВЭР-1000 путем вероятностного и детерминистического анализа и на основе современного опыта эксплуатации Балаковской АЭС. Предложены решения по дополнительным источникам резервирования питания каналов безопасности:

- установка дополнительного передвижного дизель-генератора для возможного использования на разных блоках станции;

- прямые связи на генераторном напряжении с соседними существующими энергоисточниками;

- перекрестное питание собственных нужд энергоблоков 6 кВ по полной или частичной схеме одного или двух (трех) каналов безопасности.

Указанные решения позволяют снизить частоту нарушения питания собственных нужд дополнительно на величину 0,55-Ю"4 (реакт.-год)'1, что составляет -50% от базового значения. С учетом вклада этого фактора частота аварий с плавлением активной зоны снижается на 0,8-10'5 (реакт.-год)"1.

4. Для повышения надежности систем охлаждения парогенераторов в условиях обесточивания АЭС научно и технически обоснована целесообразность использования в случае потери питательной воды процедуры подпитки (насосы САОЗ ВД) со сбросом теплоносителя 1-го контура через систему аварийного газоудаления на блоках № 1-3 Балаковской АЭС.

Для блока №4 предложено эффективное решение по возобновлению подпитки парогенераторов в течение 2 часов с момента начала аварии с помощью дополнительных внештатных средств - передвижной высоконапорной станции подачи воды в парогенераторы.

При полном обесточивании эти средства рекомендованы для расхолаживания 1-го контура всех блоков. Это позволяет снизить частоту запро-ектных аварий на 0,5-10'5 (реакт.-год)'1 или на 10%.

5. На основе анализа и учета новейших проработок по повышению безопасности АЭС предложен симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР. Данный метод реализован в системе противоаварийного обеспечения на четырехблочной Балаковской АЭС. При этом учтены необходимые изменения в средствах измерений по уставкам (контролируемым пределам управляющих параметров) для управляющих воздействий и процедур, проведено обоснование эффективности внедрения этого метода.

Показано, что противоаварийное управление с использованием элементов симптомно-ориентарованного метода позволяет персоналу с большей вероятностью сохранить активную зону, чем полная передача управления автоматике. Это обусловлено тем, что применяемые средства автоматики были спроектированы без учета необходимости управления запроектными авариями и ориентировались на управление только проектными авариями без вмешательства персонала. Снижение частоты плавления активной зоны, обусловленное новым методом управления, составляет 1,0-10"3 (реакт.-год)*1.

6. Обоснована системная эффективность разработанных мер и методов повышения безопасности АЭС на примере Балаковской АЭС, работающей в ОЭС Средней Волги. Ожидаемое общее снижение вероятности запроектных аварий с плавлением активной зоны составляет 0,23-10"5 или 25%. Значимость мер и решений по повышению безопасности АЭС и снижению частоты тяжелых аварий с плавлением активной зоны увязана с вероятными решениями по закрытию или ограничению на развитие всех АЭС в случае единичной аварии с соответственными экономическими потерями в энергетике до 2030 г. Это соответствует снижению финансового риска в энергетике за указанный период до 50 млн. долларов в год. Годовой суммарный дополнительно предотвращаемый материальный и социальный ущерб и выигрыш в затратах на поддержание необходимого резерва в ОЭС Средней Волги, а также снижение ущерба у потребителя достигают 550-600 тыс. рублей в год.

7. Предложенные технические противоаварийные мероприятия, а также симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями рекомендованы к внедрению, так как обеспечивают снижение частоты запроектных аварий с плавлением активной зоны ~ на 2,3-10'5 (ре-акт.-год)"1. Мероприятия отвечают разработанным критериям противоава-рийной системной эффективности и имеют соотношение затрат и предотвращаемого ущерба: соединение электрических секций каналов безопасности энергоблоков - 0,41, метод симптомно-ориентированного управления запроектными авариями - 0,68 и дополнительные средства подачи воды в парогенератор - 0,77.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих печатных работах:

1. Игнатов В.И. Методические вопросы оценки безопасности АЭС при обесточивании и нарушении связей с системой / Р.З. Аминов, В.И. Игнатов // Атомная энергия. Т. 92. Вып.1. январь 2002 г. С.82-84.

2. Балаковская АЭС в начале XXI века: состояние и перспективы экономичности и безопасности / В.И. Игнатов, A.B. Михальчук, В.А. Хруста-лев, Е.А. Ларин // Энергосбережение в Саратовской области. 2001. №1 (3). С.23-24.

3. Игнатов В.И. Повышение безопасности, надежности и эффективности эксплуатации энергоблоков Балаковской АЭС/ В.И. Игнатов, A.B. Михальчук // Эффективность и экономичность атомной энергии: сб. докл. 2-го Междунар. съезда М.: ВИИАЭС, 2001. С. 43-48.

4. Игнатов В.И. Разработка руководства по управлению запроектными авариями на Балаковской АЭС / В.И.Игнатов, А.В.Михальчук, B.C. Сево-стьянов // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергии: сб. докл. 2-й Междунар. науч.-техн. конф. М.: ВНИИАЭС, 2001. С. 22-27.

5. Игнатов В.И. Системная эффективность противоаварийных мероприятий на АЭС с ВВЭР/ В.И. Игнатов, В.А. Хрусталев, Е.А. Ларин // Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса: сб. науч. тр. Вып.1. Саратов: СГУ, 2001. С.127-135.

6. Основные положения симптомно-ориентированного метода управления авариями на АЭС с ВВЭР / В.И. Игнатов, Е.А. Ларин, A.B. Михальчук, В.А. Хрусталев // Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса: сб. науч. тр. Вып.1. Саратов: СГУ, 2001. С.135-140.

7. Игнатов В.И. Об эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР при запроектных авариях/ В.И. Игнатов // Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса: сб. науч. тр. Вып. 2. Саратов: СГУ, 2002. С.164-167.

¿next 1-70 16 545/6

8. Повышение безопасности и эффективности АЭС с ВВЭР / И.В. Игнатов, Е.А. Ларин, A.B. Михальчук, В.А. Хрусталев II Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса: сб. науч. тр. Вып. 2. Саратов: СГУ, 2002. С. 167-175.

9. Контроль за теплоотводом из активной зоны реактора АЭС по обратному балансу / A.A. Гудым, И.М. Чернышев, Р.З. Аминов, В.И. Игнатов // Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса: сб. науч. тр. Вып.1. Саратов: СГУ, 2001. С.115-122.

ИГНАТОВ Виктор Игоревич

ЭФФЕКТИВНОСТЬ ПОВЫШЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР-1000 УПРАВЛЕНИЕМ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ

АВТОРЕФЕРАТ

Корректор О.А. Панина

Лицензия ИД № 06268 от 14.11.01

Подписано в печать 22.02.06 Формат 60x84 1/16

Бум. тип. Усл. печ. л. 1,0 Уч.-изд. л 0,9

Тираж 100 экз. Заказ 71 Бесплатно

Саратовский государственный технический университет 410054 г. Саратов, ул. Политехническая, 77

Отпечатано в РИЦ СГТУ, 410054 г. Саратов, ул. Политехническая, 77

Введение.

1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И НАПРАВЛЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С ВВЭР.

1.1.Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и аналогичных

АЭС за рубежом в проектных решениях и при эксплуатации.

1.1.1. Основные пути обеспечения безопасности и готовности к авариям.

1.1.2. Анализ тяжелых аварий на зарубежных АЭС с PWR.

1.1.3. Характеристики безопасности лучших зарубежных АЭС с PWR большой мощности.

1.2.Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями.

1.3.Цели и задачи исследования.

2. СИСТЕМНАЯ ЭФФЕКТИВНОСТЬ ПОВЫШЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР.

2.1.Повышение эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР при запроектных авариях.

2.2.Методческие положения анализа запроектных аварий.

2.2.1. Обоснование показателей надежности и безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вероятностном анализе.

2.2.2. Детерминистические и вероятностные методы расчета показателей надежности и безопасности.

2.2.3. Методы учета социального ущерба при авариях.

2.3.Разработка решений по повышению надежности персонала.

2.4.Методика расчета системной эффективности снижения риска запроектных аварий.

3. ОБОСНОВАНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПРЕДОТВРАЩЕНИЮ И СМЯГЧЕНИЮ ПОСЛЕДСТВИЙ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ.

3.1.Обоснование схемных решений по повышению надежности охлаждения активной зоны.

3.2.Разработка систем надежного охлаждения парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС.

3.3.Разработка симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

3.4.Вероятностная оценка безопасности АЭС при ее обесточивании и нарушении связей с системой.

4. АНАЛИЗ СИСТЕМНОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ РАЗРАБОТАННЫХ МЕТОДОВ И МЕР ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС.

4.1. Оценка оперативной эффективности внедрения симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями.

4.2.Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб. -.

Атомная энергетика в России занимает сегодня прочные позиции вследствие достижения высоких показателей безопасности и эффективности. Доля АЭС в балансе мощностей России в перспективе значительно возрастет. АЭС с реакторами водо-водяного типа (АЭС с ВВЭР) сегодня занимают ведущее место в программе развития атомной энергетики России [21, 22, 54, 73].

Аналогичные реакторы за рубежом (PWR) также имеют преимущественную роль (до 65% по установленной мощности). Физическая концепция корпусных водо-водяных реакторов под давлением (ВВЭР, PWR) обладает важным свойством внутренне присущей безопасности. Это свойство проявляется в том, что во всем диапазоне режимов эксплуатации отсутствуют положительные обратные связи между такими характеристиками, как температура теплоносителя и мощность активной зоны и, с другой, - реактивность. Это способствует избежанию тяжелых последствий во многих случаях развития аварий за счет саморегуляции процессов в активной зоне под дополнительным контролем систем регулирования и безопасности.

Физическая (для реактора) и общая проектная концепция реакторного отделения двухконтурных АЭС, как признано во всех странах, развивающих атомную энергетику, способны развиваться далее, прежде всего, в части повышения обеспечиваемой безопасности при проектировании и эксплуатации, а также роста готовности к ликвидации и смягчению последствий возможных аварий. В настоящей работе это доказывается на примере целого ряда обоснованных мероприятий при эксплуатации типовой многоблочной АЭС с ВВЭР-1000, направленных на повышение противоаварийной готовности.

Системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 в России обусловлена следующими группами причин:

- наращивание производства электроэнергии на АЭС, возможное только при их высокой эксплуатационной безопасности, позволяет замещать органическое топливо (прежде всего, газ и мазут), увеличивая валютные поступления от продажи его за рубеж;

- повышение безопасности и готовности к ликвидации аварий снижает риски недополученной прибыли и дополнительных затрат в восстановление оборудования, а также перерасхода топлива на резервных агрегатах энергосистемы при авариях;

- повышение безопасности АЭС приводит к снижению риска тяжелых аварий по всем компонентам потерь: социальных, материальных, экологических.

Тяжелыми (или запроектными) авариями назовем аварии, вызванные исходными событиями, не учитываемыми для проектных аварий, или сопровождающиеся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны.

Готовность к тяжелым авариям и ее повышение в процессе эксплуатации обеспечиваются [13,14-26, 35-37, 63, 86]:

- предусмотренными проектом, и новыми, дополнительно вводимыми в согласованном порядке, системами безопасности;

- техническими и организационными мерами по управлению авариями и ограничению их последствий;

- повышением готовности персонала к управлению авариями, повышением качества противоаварийного тренинга;

- совершенствованием инструкций и процедур по действиям персонала в аварийных ситуациях и при тяжелых авариях на АЭС (в том числе СОАД -симптомно-ориентированных аварийных действий);

- специальными техническими средствами и группами поддержки оперативного персонала на случай аварий;

- планами мероприятий по защите персонала и населения в случае запро-ектных аварий.

Настоящая диссертационная работа посвящена решению поставленных выше задач повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем роста готовности АЭС к запроектным авариям, их ликвидации, локализации и смягчения их последствий на основе критерия системной эффективности.

Цель работы - научное обоснование эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.

Основными задачами исследования являются:

1. Разработка методических положений оценки эффективности повышения эксплуатационной безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

2. Обоснование обобщенного критерия и методики расчета системной эффективности повышения аварийной готовности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.

3. Разработка и оценка приоритетной значимости схемно-парамет-рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий.

4. Разработка, внедрение и обоснование общей эффективности симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

В диссертации разработаны теоретические положения расчетов системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем снижения риска запроектных аварий и смягчения их последствий.

Разработаны обобщенные критерии оценки эффективности схемных или других мероприятий по повышению аварийной готовности и выбора их приоритетного ряда в условиях ограниченных финансовых, материальных, временных и трудовых ресурсов.

Дополнены, формализованы и используются в работе, учитывающие специфику энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000, методологические положения анализа запроектных аварий, основанные на новейших детерминистических и вероятностных разработках в этом направлении в России и за рубежом (Атомэнерго-проект, Москва; Вестингауз, США).

Предложены и обоснованы схемные решения по повышению надежности охлаждения активной зоны, по надежному охлаждению парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования собственных нужд АЭС, снижающие риск запроектных аварий.

Разработан симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями применительно к АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы основные положения метода, процедуры по предотвращению и смягчению последствий расплавления активной зоны, стратегии управляющих воздействий при тяжелых авариях, средства измерений и уставок для управляющих процедур, дана общая оценка эффективности способов управления, в том числе симптомно-ориентированных, запроектными авариями.

Проведен анализ системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Научная новизна. Разработаны методические положения оценки системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1 ООО и снижения риска запроектных аварий.

Предложены методики обоснования схемно-параметрических решений по снижению частоты тяжелых аварий с плавлением активной зоны.

Научно обоснован симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

Практическая значимость.

Определена системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий, в том числе: по повышению надежности охлаждения активной зоны и парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования собственных нужд АЭС. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления тяжелыми авариями на Балаковской АЭС.

На защиту выносятся методические положения и результаты расчета системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями, схемные решения и организационные мероприятия по повышению надежности отдельных систем безопасности и по управлению запроектными авариями, основные положения сим-птомно-ориентированного метода управления запроектными авариями, результаты анализа системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Достоверность результатов и выводов диссертационной работы обоснована использованием методологии системных исследований в атомной энергетике, теории надежности и безопасности, теплопередачи и теплофизики реакторного и теплосилового контуров АЭС, а также теории надежности больших систем энергетики.

Основные организационные решения и положения симптомно-ориентированного метода управления тяжелыми авариями выверены в соответствии с основами технико-экономического анализа в атомной энергетике, принципами эргономики и квалиметрии. Проведено сопоставление полученных результатов и выводов исследования с имеющимися данными других работ.

Личный вклад автора заключается в следующем:

1. Разработаны методические положения оценки эффективности повышения безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями;

2. Разработана и оценена приоритетная значимость схемно-парамет-рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий;

3. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на Балаковской АЭС;

4. Выполнен анализ системной эффективности предложенных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Работа выполнена на кафедре "Тепловые электрические станции" Саратовского государственного технического университета и в филиале концерна Росэнергоатом "Балаковская атомная электростанция" в рамках основного научного направления развития науки и техники Российской Федерации "Топливо и энергетика", Федеральной программы фундаментальных исследований "Физико-технические проблемы энергетики", программы Минвуза России 02 В.06. "Разработка научно-методических основ обеспечения безопасности функционирования объектов атомной энергетики".

Изложенные в диссертации материалы опубликованы [3,13, 35-37, 45, 63] и докладывались на научных конференциях и семинарах в 1998-2005 гг. в городах Саратове, Балаково, Пензе, международных симпозиумах концерна "Росэнергоатом" в г. Москве и др., в том числе, зарубежных симпозиумах и конференциях.

Разработанные в диссертации методические положения и результаты исследования могут быть использованы при повышении эксплуатационной безопасности и аварийной готовности к запроектным авариям как для проектируемых, так и для действующих АЭС с ВВЭР-1000. Материалы диссертации окажутся полезными также для проектных организаций при системном технико-экономическом обосновании мероприятий и технических решений по повышению безопасности АЭС с ВВЭР-1000.

Автор выражает благодарность научным руководителям доктору технических наук, профессору, Заслуженному деятелю науки и техники РФ, Лауреату премии Правительства РФ Аминову Рашиду Зарифовичу и кандидату технических наук, Лауреату премии Совмина СССР, премии Правительства РФ Платову Павлу Леонидовичу, за внимательное руководство при выполнении работы, доктору технических наук, профессору Хрусталеву Владимиру Александровичу, кандидату технических наук, профессору Ларину Евгению Александровичу за советы и консультации при выполнении работы, а также коллективам кафедр "Тепловые электрические станции" и "Теплоэнергетика" СГТУ за советы, замечания и пожелания, высказанные при подготовке и обсуждении диссертации.

Выводы и рекомендации

1. Проанализированы запроектные аварии на АЭС с ВВЭР и PWR, характеристики безопасности лучших отечественных и зарубежных АЭС с водово-дяными реакторами, последние имеющиеся разработки по управлению запроектными авариями на АЭС с водоводяными реакторами.

По результатам этого анализа обоснована актуальность исследования:

- путей обеспечения безопасности и готовности к авариям, выходящим по последствиям за рамки проектных;

- научных основ оценки конечных ущербов от запроектных аварий во взаимосвязи и с учетом характеристик энергосистем;

- научного сопровождения разработок симптомно-ориентированных методов управления авариями на конкретных АЭС.

2. Разработана методика расчета системной эффективности снижения риска тяжелых аварий (на примере аварий с плавлением активной зоны - ПАЗ) на основе оценки решений по обеспечению безопасности, а также расчета и анализа снижения составляющих риска по затратам в ремонт и восстановление, резерв, социального ущерба и потерь из-за снижения частоты в системе.

Предложено и обосновано применение критерия отношения дисконтированных затрат на реализацию мероприятий по повышению безопасности к дополнительно предотвращенному ущербу. Показано, что годовая приведенная эффективность ряда мер, ведущих к повышению безопасности отдельных систем или снижению частоты их отказов, должна оцениваться с учетом вклада их в частоту рассматриваемой запроектной аварии с плавлением активной зоны.

3. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий на АЭС с ВВЭР-1000 путем вероятностного и детерминистического анализа и на основе современного опыта эксплуатации Балаковской АЭС. Предложены решения по дополнительным источникам резервирования питания каналов безопасности:

- установка дополнительного передвижного дизель-генератора для возможного использования на разных блоках станции;

- прямые связи на генераторном напряжении с соседними существующими энергоисточниками;

- перекрестное питание 6 кВ собственных нужд энергоблоков по полной или частичной схеме одного или двух (трех) каналов безопасности.

Указанные решения могут снизить частоту нарушения питания собственных нужд дополнительно на величину 0,55-10"4 (реакт.-год)"1, что составляет -50% от базового значения. С учетом вклада этого фактора частота аварий с плавлением активной зоны снижается на 0,8-10"5 (реакт.-год)"1.

4. Для повышения надежности систем охлаждения парогенераторов в условиях обесточивания АЭС научно и технически обоснована целесообразность использования в случае потери питательной воды процедуры тюдпитки (насосы САОЗ ВД) со сбросом теплоносителя 1 контура через систему аварийного газоудаления на блоках №№ 1-3 Балаковской АЭС.

Для блока №4 предложено эффективное решение по возобновлению подпитки парогенераторов в течении 2-х часов с момента начала аварии с помощью дополнительных внештатных средств — передвижной высоконапорной станции подачи воды в парогенераторы.

При полном обесточивании эти средства рекомендованы для расхолаживания I контура всех блоков. Это позволяет снизить частоту запроектных аварий на 0,5-10"5 (реакт.-год)"1, или на 10%.

5. На основе анализа и учета новейших проработок по повышению безопасности АЭС США предложен симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР. Данный метод реализован в системе про-тивоаварийного обеспечения на 4-х блочной Балаковской АЭС. При этом учтены необходимые изменения в средствах измерений, по уставкам (контролируемым пределам управляющих параметров) для управляющих воздействий и процедур, проведено обоснование эффективности внедрения этого метода.

Показано, что противоаварийное управление с использованием элементов симптомно-ориентированного метода позволяет персоналу с большей вероятностью сохранить активную зону, чем полная передача управления автоматике. Это обусловлено тем, что применяемые средства автоматики были спроектированы без учета необходимости управления ЗА и ориентировались на управление только проектными авариями без вмешательства персонала. Снижение частоты ПАЗ, обусловленное новым методом управления, составляет 1,0-10"5 (реакт.-год)"1.

6. Обоснована системная эффективность разработанных мер и методов повышения безопасности АЭС на примере Балаковской АЭС, работающей в ОЭС Средней Волги. Значимость мер и решений по повышению безопасности АЭС и снижению частоты тяжелых аварий с плавлением активной зоны увязана с вероятными решениями по закрытию или ограничениям на развитие всех АЭС в случае единичной аварии с соответственными экономическими потерями в энергетике до 2030 г.

Это соответствует снижению финансового риска в энергетике за этот период до 50 млн. долл. в год. Годовой суммарный дополнительно предотвращаемый материальный и социальный ущерб и выигрыш в затратах на поддержание необходимого резерва в ОЭС Средней Волги, а также снижение ущерба у потребителя достигают 550-600 тыс. рублей в год.

7. Предложенные технические противоаварийные мероприятия, а также симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями рекомендованы к внедрению, так как обеспечивают снижение частоты запроектных аварий с плавлением активной зоны ~ на 2,3*Ю5 (реакт.тод)"1. Мероприятия отвечают разработанным критериям противоаварийной системной эффективности и имеют соотношение затрат и предотвращаемого ущерба: соединение электрических секций каналов безопасности энергоблоков - 0,41, метод симптомно-ориентированного управления запроектными аварияими - 0,68 и дополнительные средства подачи воды в парогенератор - 0,77.

1. Аварии и инциденты на атомных электростанциях / Под ред. С.П. Соловьева. Обнинск: ЦАТЭ, 1992.

2. Аминов Р.З., Крылов М.К. Некоторые особенности и эффективность теплоснабжения города Балаково от АЭС // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.24-33.

3. Аминов Р.З., Игнатов В.И., Методические вопросы оценки безопасности АЭС при обесточивании и нарушении связей с системой // Атомная энергия. т.92. вып.1, январь 2002 г., С.82-84.

4. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Мирный атом еще послужит? // Саратовские вести. 1993. №282.

5. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Об эффективности использования ядерного горючего на АЭС // Известия вузов Энергетика. 1990. №7. С.91-94.

6. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Борисенков А.Э. Оценка частоты внешнет го обесточивания энергоснабжения АЭС с ВВЭР // Атомная энергия. 1997. т.83.вып. 2. С. 124-127.

7. Аминов Р.З. Современные аспекты совершенствования топливно-энергетического комплекса // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса. вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.3-7.

8. Аминов Р.З., Ларин Е.А., Хрусталев В.А. Основы методики учета надежности при выборе параметров и характеристик АЭС. // Вопр. безопасн. и надежн. при оприм. яд. энерг. Уст.: Межвед. сб./ Горьковский политехнический ин-т. Горький, 1985. С.121-126.

9. Анализ риска в принятии мер радиационной и социальной защиты населения / В.Ф. Демин, В.А. Кутьков, В.Я. Голиков и др. // Атомная энергия т. 87, вып.5, ноябрь, 1999. С.384-395.

10. Афанасьев А.А. Стоимость риска ущерба здоровью // Энергия, экономика, техника, экология. 2000. №10. С.46-51.

11. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.С. Духовенский, A.M. Осадчий. М.: Энергоатомиздат. 1990.

12. Балаковская АЭС в начале XXI века: состояние и перспективы экономичности и безопасности / В.И. Игнатов, А.В. Михальчук, В.А. Хрусталев, Е.А. Ларин // Энергосбережение в Саратовской области. 2001. №1 (003) С.23-24.

13. Безопасность атомных станций. EDF. Росэнергоатом. ВНИИАЭС. -Paris-September, 1994.

14. Берсенев Г.М., Боровков В.М. Эксплуатация паротурбинных установок АЭС. Д.: Энергоатомиздат, 1986.

15. Букринский A.M. Аварийные переходные процессы на АЭС. М: Энер-гоиздат, 1982.

16. Быков С.А., Ушмаева Т.М. Воздействие промышленных объектов на здоровье населения (на примере атомных станций) М.: ВЗПИ, 1994.

17. Вопросы методологии управления безопасностью в регионах с высокорисковыми объектами / В.А. Хрусталев, А.И. Попов, Е.А. Ларин и др. // Безопасность труда в промышленности. 1994. №4. С.31-34.

18. Вопросы экономической оценки последствий досрочного закрытия АЭС / А.А. Макаров, В.П. Браилов, Е.А. Волкова и др. // Энергетик. 1994. №7.

19. Волков Г.А. Оптимизация надежности электроэнергетических систем. М.: Наука, 1986.

20. Воронин Л.М. Перспективы развития атомной энергетики России в XXI в. // Теплоэнергетика. 2000. №10. С. 14-18.

21. Гагаринский А.Ю. Ядерная энергетика в ближайшем будущем и дальней перспективе (заметки с трех ядерных конференций) // Теплоэнергетика. 2000. №7. С.72.

22. Гордон Б.Г. Стратегия России в исследованиях по безопасности реакторов // Атомная энергия. Т. 89. вып.5. ноябрь. 2000. С.403-407.

23. Гольбин Д.А., Матюш А.Н., Хусенский И.К. Использование математических методов при планировании капитальных ремонтов в энергосистемах США // Энергохозяйство за рубежом. 1975. №4. С.46-48.

24. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1986.

25. Декларация безопасности Балаковской АЭС / В.А. Хрусталев, А.И. Попов, A.M. Козлитин и др. Балаково, 1997.

26. Декларирование безопасности и страхование ответственности стратегическая задача в управлении промышленной безопасностью высокорисковых объектов Саратовской области / В.А. Хрусталев, Е.А. Ларин, А.Н. Рабаданов, Е.А. Шереметьев. - Саратов. 1998. С.84-92

27. Демин В.Ф. Научно-методические аспекты оценки риска // Атомная энергия, т.86. вып. 1. январь 1999. С.46-62.

28. Дунаевский Л.В. Экономика природопользования: эффективность, ущербы и риски. М.: Наука, 1998.

29. Дубицкий М.А., Руденко Ю.Н., Чельцов М.Б. Выбор и использование резервов генерирующей мощности в энергетических системах. М.: Энергоатомиздат, 1988. 271 с.

30. Елагин Ю.П. Ядерное регулирование должно идти в ногу со временем // Атомная техника за рубежом. 1999. №3. С.8-12.

31. Ермолаев А.И., Михальчук А.В. Сравнительная оценка способов повышения КИУМ энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 // Проблемы совершенств. топл.-энерг. комплекса, вып.1. СГУ, Саратов. С. 115-122.

32. Иванов В.А., Боровков В.М., Булавкин Г.В. Режимы работы АЭС с ВВЭР. Л.: ЛПИ, 1987.

33. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. СПб.: Энергоатомиздат, 1994. 384 с.

34. Игнатов В.И., Мнхальчук А.В. Повышение безопасности, надежности и эффективности эксплуатации энергоблоков Балаковской АЭС / Сборник докл. 2-й межд. съезд «Эффективность и экономичность атомной энергии» М.: ВИИАЭС, 22-23 марта 2001 г.

35. Игнатов В.И., Хрусталев В.А., Ларин Е.А. Системная эффективность противоаварийных мероприятий на АЭС с ВВЭР // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.127-135.

36. К вопросу создания маломасштабного исследовательско-тренажерного комплекса «Атомный энергоблок» / В.А. Иванов, П.А. Андреев, М.Б. Биржанов, А.Н. Блинов // Атомные электрические станции. Вып.7. М.: Энергоатомиздат, 1984, С.168-174.

37. Кейн JI. Аварии на АЭС, связанные с прекращением подачи электроэнергии на собственные нужды // Атомная техника за рубежом. 1991. №2. С.30-32.

38. Китушин В.Г. Надежность энергетических систем. М.: Высшая школа, 1984. 255с.

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

40. Клемин А.И., Стригулин М.М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968. 352 с.

41. Козлитин A.M., Попов А.И. Методы технико-экономической оценки промышленной и экологической безопасности высокорисковых объектов техносферы. СГТУ, Саратовское отделение РЭА, Саратов. 2000. 213 с.

42. Коллнер Дж., Хьюитт Дж. Введение в ядерную энергетику / пер с англ. М.: Энергоатомиздат, 1989.

43. Контроль за теплоотводом из активной зоны реактора АЭС по обратному балансу / А.А. Гудым, И.М. Чернышов, Р.З. Аминов, В.И. Игнатов // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.122-127.

44. Легасов В.А., Демин В.Ф., Шевелев Я.В. Основы анализа безопасности в ядерной энергетике // Атомно-водородная энергетика и технология. 1986. Вып. 7. С.61-104.

45. Лесных В.В., Наумов Ю.В., Шангареева Е.Ю. Экономическая оценка риска и возмещение экономического ущерба от аварий на объектах энергетики. Иркутск, СЭИ СО РАН. 1996.

46. Малашинин И.И., Сидорова И.И. Тренажеры для операторов АЭС. М.: Атомиздат, 1979.

47. Малкин П.А. Принципы размещения оперативного резерва в ЕЭС СССР и методы его расчета. // Принципы и методические основы проектирования ЕЭС СССР. М.: Энергоатомиздат, 1985. С.74-81.

48. Малевинский Г.В. Вероятностный анализ безопасности АЭС «Библис» (ФРГ). // Энергохозяйство за рубежом, 1990, №4. с 20-24.

49. Матичук В.Н. Организация управления аварийными мероприятиями на АЭС // Электрические станции. 1999. №6. С.25-29.

50. Машин В.А. О психологической проблеме эксплуатации и управления АЭС // Электрические станции. 1994. №3.

51. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС. Под ред. Андрющенко А.И. М.: Высшая школа, 1991. 302 с.

52. Стратегия развития атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы Российской Федерации на период до 2010. М.: ЦНИИ Атоминформ, 1996.

53. Нигматулин Б.И., Северинов В.В., Степанов А.А. Атомная энергетика-стратегия развития // Электрические станции. 2000. №12 С.20-22.

54. Новиков И.И., Кружилин Г.Н. Уроки аварии реактора PWR на АЭС Три-Майл-Айленд в США в 1979г. // Электрические станции. 1999. №6. С.29-35.

55. Нормирование и сравнение риска здоровью человека от разных источников вреда / В.Ф. Демин, В.Я. Голиков, Е.В. Иванов и др. // Атомная энергия. т.90. вып. 5. май, 2001. С.385 -398.

56. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99. Ионизирующее излучение. Радиационная безопасность. Минздрав России. 1999. 115с.

57. Об инженерном методе теплового контроля на АЭС с ВВЭР / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, П.Л. Ипатов и др. // Повыш. эффективности ТЭС и АЭС в энергосист. Межв. научн. сб. Саратов, СПИ, 1991.

58. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-88/97) // Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1999.

59. Об эффективности извлечения СВП для удлинения кампании энергоблока с ВВЭР-1000 / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, П.Л. Ипатов // Известия вузов и энергообъединений СНГ. 1996. №9,10. С.12-15.

60. Основные положения симптомно-ориентированного метода управления авариями на АЭС с ВВЭР. / В.И. Игнатов, Е.А. Ларин, А.В. Михальчук, В.А. Хрусталев //Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.135-140.

61. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (О СПОРБ-99) СП 2.6.1. 799-99. Минздрав России. 2000. 98 с.

62. Оценка экономической эффективности развития различных генерирующих источников в Поволжье / Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, В.А. Хрусталев идр. // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. СП-26.

63. Оценка эффективности мероприятий по снижению риска на АЭС с ВВЭР / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.Э. Борисенков, Н.А. Олейник // Соверш. энергет. систем и комплексов, Саратов. СГУ. 2000. С.82-85.

64. Патент 2050025. Россия. Система аварийного охлаждения реакторной установки / Б.А. Гершевич, В.В. Безлепкин, В.Ф. Ермолаев и др.

65. Показатели эффективности атомных установок в энергосистемах / А.И. Андрющенко, В.Я. Онищенко, А.Б. Дубинин, Е.А. Ларин // Известия вузов СССР Энергетика. 1983. №5. С.47-51.

66. Попырин Л.С. Структурная надежность энергетических установок // Теплоэнергетика. 1988. №7. С.35-40.

67. Постановление об использовании методологии оценки риска для управления качеством окружающей среды и здоровья населения в Российской Федерации. №25.10.11.97. Минздрав РФ. 1997.

68. Правила проектирования и сооружения систем атомных электростанций с реактором типа PWR-1400 МВт, RCC-P, издание 1, октябрь 1991.

69. Правила проектирования и сооружения атомных электростанций с во-до-водяными реакторами 900 МВт, RCC-P, издание 4, сентябрь 1991.

70. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 2005 годы и на период до 2010 года / Постановление Правительства Российской Федерации 21 июля 1998 - №815) (1998 г. №815).

71. Рекомендации международной комиссии по радиационной защите 1990 г. Публикация №60. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.

72. Резницкий А.И., Бордюгов В.М., Штильман Б.М. Метод-планирования ремонтов оборудования электростанций // Электричество. 1983. №2. С.58-61.

73. Розанов М.Н. Надежность электроэнергетических систем. 2е изд. пе-рераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1984.

74. Самойлов О.В., Усынин Г.Б., Бахметьева A.M. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989.

75. Состояние и перспективы обеспечения безопасности Балаковской АЭС / П.Л. Ипатов, В.И. Басов, Е.А. Ларин, В.А. Хрусталев // Безопасность труда в промышленности. 1996. №8. С.25-29.

76. Стратегия развития электроэнергетики России на период до 2015 года // Электрические станции. 2000. №12. С.15-19.

77. Тепловые схемы ТЭС и АЭС. Под ред. акад. С.А. Казарова // В.М. Боровков, О.И. Демидов, С.А. Казаров и др. СПб: Энергоатомиздат. 1995. 392 с.

78. Управление риском в социально-экономических системах: концепция и методы ее реализации; 4.2 Принципы управления риском // Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях. 1996. вып.2. С. 18-67.

79. Хрусталев В.А., Ермолаев В.Ф. Вопросы сопоставления эффективности проектов АЭС с ВВЭР // Вопросы повыш. эффект, теплоэнерг. устан. и систем. Юбилейный сб. науч. сообщ. Под ред. А.И. Андрющенко. Саратов, СГТУ, 1997.

80. Хрусталев В.А., Ларин Е.А. Особенности организации экономического управления безопасностью в регионе. Тезисы докладов Саратовского отделения Экологической Академии России. Саратов, 1995.

81. Хрусталев В.А., Ларин Е.А., Мишин В.Н. Вопросы формирования компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами / Известия вузов и энергообъед. СНГ. Минск. 1996. №№9,10.

82. Швыряев Ю.В. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова. 1992. 266 с.

83. Шевелев Я.В. О цене .информации в ядерной энергетике'// Атомная энергия. 1984. т.57. Вып.З. С.147-153.

84. Ширев B.C. Общие подходы к решению некоторых задач управления запроектными авариями на атомных станциях с реакторной установкой В-320 // Электрические станции. 1995. №2.

85. Шкрет А.Ф., Новичков С.В., Гариевский М.В. Особенности режимов электропотребления и покрытия графиков электрической нагрузки ОЭС средней Волги // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С. 16-24.

86. Экономические показатели анализа риска. / В.Ф. Демин, В.А. Кутьков,

87. B.Я. Голиков, JI.B. Дунаевский // Атомная энергия, т. 87, вып. 6, декабрь, 1999.1. C.486-494.

88. Эксплуатационные режимы во до-водяных энергетических реакторов / Ф.Я. Овчинников, В.А. Вознесенский, В.В. Семенов и др. М.: Энергоатомиздат, 1992.411 с.

89. Gohen В. Discounting in assesment of future radiation effects. Health Phys., 1983, v. 45, №3 p 687 - 697.

90. Guenther C., Thein C. Estimated cost of person Sv Exposure - Health Phys., 1983, v. 72, №2 p 204-221.

91. Krewitt W., Hurtley f., Trukenmuller A., Friedrich R. Health risks of energy Systems. Intern. J. of Risk Analysis, 1998. v. 18, №4.

92. V. Teschendorf^ H. Austregesilo, G. Lerchl. Metrology, Status and Plans for Development and Assessment of the Code ATHLET. OE CD/CSNI Workshop on

93. Transient Thermal. Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, Annapolis, Md, USA, November 5-8, 1996.

94. M. Tiltmann, B. Hutterman. Beschreibung des cechenprogramms CON-DRU-4, GRS-A-124, Mazz, 1978.

95. Sizewell В Power Station Technical outline, Nuclear Electric UK, Suffolk. 1994.

96. Ymance Zia, Sidenbland Kathleen, Yoshimura Miki. A computationally efficient optimal maintenance scheduling method // IEEE Frans. of Power Appar. and Syst. 1983.102, №2: P330-337, Discuss. P. 337-338.