автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.02, диссертация на тему:Обеспечение безопасности перегрузки ядерного топлива за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования

На правах рукописи

и

СЫРОВ Александр Александрович

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРЕГРУЗКИ ЯДЕРНОГО

ТОПЛИВА ЗА СЧЕТ ПОВЫШЕНИЯ ЗАЩИЩЕННОСТИ ТРАНСПОРТНО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ

Специальность 05.26.02 - Безопасность в чрезвычайных ситуациях (энергетика)

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

4851

Санкт-Петербург - 2011

4851872

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

Федорович Евгений Данилович

- доктор техн. наук, ст.науч.сотр.

Симоновский Юрий Михайлович

Ведущая организация - филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Ленинградская атомная станция», г. Сосновый Бор.

Защита диссертации состоится 21 июня 2011 г. в 18-00 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 "20" мая 2011 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

I

Ученый секретарь

диссертационного совета

К.А. Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. По мере роста установленных мощностей АЭС все более актуальными становятся вопросы дальнейшего повышения их технико-экономических показателей, надежности функционирования, безопасности эксплуатации для населения и окружающей среды. Одним из направлений решения этих задач является сокращение времени планово-предупредительных ремонтов, модернизация действующего оборудования, комплексная автоматизация управления основными технологическими процессами АЭС, оптимизация топливного цикла, как в целом, так и в той части, которую топливо проходит в пределах АЭС. Последнее имеет особо большое значение для водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), у которых замена топлива связана с длительной остановкой и их частичной разборкой. Минимизация длительности перегрузки топлива может привести к сокращению времени простоя реактора. Это становится весьма реальным в связи с проведением мероприятий по снижению времени профилактического ремонта оборудования. При этом следует иметь ввиду, что перегрузка ядерного топлива (ЯТ) является одним из ответственных этапов эксплуатации АЭС в части соблюдения правил ядерной безопасности, так как, во-первых, в процессе перегрузки выполняются операции по изменению геометрии активной зоны и, во-вторых, ликвидируются два барьера безопасности - разгерметизируется первый контур и открывается гермозона. Нарушения при перегрузке могут инициировать возникновение чрезвычайной ситуации (ЧС) на АЭС.

Исходя из этого, в настоящее время ОАО «Концерн Росэнергоатом» проводит модернизацию транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, основной целью которой является сокращение времени перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности.

Сокращение времени перегрузки ЯТ достигается путем увеличения скоростей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и, как следствие, переходом на автоматизированные режимы работы. При этом существенно возрастают требования к системе управления перегрузочным оборудованием в части обеспечения безопасности, т.к. персонал, в силу своих психофизических особенностей, не всегда способен отслеживать быстрые изменения состояния транспортно-технологического оборудования и своевременно принимать решения о возможности продолжения перегрузки.

Таким образом, для сокращения времени перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности необходимы усовершенствования системы управления перегрузочным оборудованием, направленные на обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

Известно, что безопасность объекта это совокупность условий и факторов, обеспечивающих состояние защищенности объекта от угроз различного характера. Безопасность можно обеспечить путем устранения источника опасности или повышением защищенности от опасности. При этом под защищенностью

понимается способность объекта противостоять поражающим (негативным) факторам (воздействиям) используя средства и способы защиты.

Следовательно, одним из направлений совершенствования перегрузочного оборудования в части обеспечения безопасности перегрузки ЯТ является повышение защищенности транспортно-технологического оборудования от негативных внешних и внутренних факторов.

Однако, в настоящее время отсутствует эффективный научно-методический аппарат, который позволил бы сформировать рекомендации по повышению защищенности транспортно-технологического оборудования.

Таким образом, тема диссертационной работы, посвященная обеспечению безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования, является актуальной, так как реализация полученных результатов позволит сократить время перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности и снизить риски ЧС.

Целью работы является обеспечение безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, что позволяет улучшить экономические показатели перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом.

Научная задача работы. На основе теории надежности технических систем разработать научно-методический аппарат повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ.

Объект исследования. Транспортно-технологическое оборудование перегрузки ядерного топлива на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР.

Предмет исследования. Закономерности, раскрывающие зависимость защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ от структуры перегрузочного оборудования, состава защит и блокировок, надежности оборудования и персонала.

Метод исследования. Методы теории систем, теории надежности технических систем, математической статистики.

Научная новизна.

1. Впервые проведена классификация возможных видов повреждения тепловыделяющих сборок (TBC) в процессе перегрузки на АЭС и проведен анализ их возможных последствий.

2. Впервые сформулировано понятие защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ и разработаны теоретические основы анализа защищенности МП от внешних и внутренних факторов.

2. На основе теоретических и экспериментальных исследований разработана и апробирована методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования, учитывающая структурное и функциональное многообразие перегрузочного оборудования и особенность перегрузки ЯТ, связанную с изменением в процессе перегрузки причин и условий повреждения ЯТ.

3. Разработана структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности перегрузи ЯТ, целью которой является обеспечение безопасности пе-

регрузки ЯТ путем формирования современной постоянно-действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочного оборудования.

Практическая ценность работы заключается в том, что полученные результаты могут использоваться как инструмент, позволяющий разрабатывать и обосновывать технические решения по обеспечению безопасности перегрузки ЯТ при проектировании и эксплуатации транспортно-технологического оборудования на АЭС и предприятиях, связанных с переработкой ЯТ.

Реализация результатов работы. Результаты диссертационной работы были использованы при проектировании оборудования перегрузки ЯТ на 4 энергоблоке Калининской АЭС и модернизации перегрузочного оборудования на 5 энергоблоке Нововоронежской АЭС.

Результаты работы были внедрены при выполнении НИР «Научные основы прогнозирования опасностей, снижения риска и уменьшения последствий природных и техногенных катастроф» и при разработке магистерских программ на кафедре «Управление и защита в чрезвычайных ситуациях» Санкт-Петербургского государственного политехнического университета.

По результатам диссертационных исследований был проведен патентный поиск и подана заявка на изобретение «Устройство для мониторинга и способа мониторинга риска для использования с объектом атомной энергетики» (номер заявки 2010139828).

Достоверность полученных результатов обусловлена использованием известного и апробированного математического аппарата и опытом эксплуатации систем на основе предлагаемых решений по обеспечению безопасности.

На защиту выносятся:

1. Методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования;

2. Структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ.

Апробация работы. Материалы диссертационной работы докладывались на I 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), II Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XIV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2010), на международной научно-практической конференции «Неделя науки СПбГПУ» (Санкт-Петербург, 2010), на научно-практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XVIII международной научно-практической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011), III Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях»

(Санкт-Петербург, 2011), на XV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2011).

Личный вклад автора. Автор принимал участие в разработке методики анализа безопасности перегрузки ЯТ, выполняемой ЗАО «Диаконт» совместно с кафедрой «Управление и защита в чрезвычайных ситуациях» Санкт-Петербургского государственного политехнического университета. В рамках выполненных работ автором было введено и разработано понятие защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ и разработана методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования.

Публикации по теме диссертации. По результатам выполненных исследований опубликовано 15 печатных работ, четыре 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 включает в себя 115 страниц текста, 31 рисунок, 6 таблиц, список литературы из 90 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 дано описание транспортно-технологического оборудования, выполняющего перегрузку ЯТ на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР, приведено описание процесса перегрузки ЯТ и рассмотрены возможные направления обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

В процессе эксплуатации АЭС с реакторными установками типа ВВЭР перегрузка ЯТ осуществляется посредством многофункционального, роботизированного комплекса-манипулятора (рис. 1) - машины для перегрузки ЯТ (МП).

МП состоит из моста, тележки, рабочей штанги, захвата для TBC, захвата для кластера и телевизионной штанги.

Особенности конструкции МП определены условиями безопасности выполнения перегрузочных работ на открытом реакторе и необходимостью реализации технологического цикла перегрузки ЯТ, состоящего из элементарных операционных манипуляций, выполняемых в строгой логической последовательности в условиях ограниченного пространства зоны обслуживания реактора.

Управление процессом перегрузки осуществляется системой управления МП, которая выполняет следующие функции:

• функцию управления (формирование по заданию персонала управляющих воздействий на исполнительные механизмы МП - двигатели, тормоза);

• информационную функцию (предоставление персоналу информации о состоянии механизмов МП и компонентов системы управления МП);

• функцию защит и блокировок (перевод МП в безопасное состояние при отказах оборудования, ошибках персонала, внешних воздействий).

Рис. 1. Машина для перегрузки топлива

Современные системы управления оборудованием по перегрузке ЯТ являются сложными комплексами электронного и электромеханического оборудования, включают в себя несколько самостоятельных подсистем и имеют большое количество функциональных связей. Число защит и блокировок, необходимых для обеспечения безопасного выполнения всех функций системы, может доходить до 100 и более. Система должна работать в различных режимах управления и может быть отнесена к разряду структурно-сложных систем.

Особенности технологии перегрузки ЯТ в условиях АЭС наиболее полно нашли своё отражение в работах А.И. Шиянова и М.В. Максимова.

Перегрузка топлива на современных реакторах ВВЭР осуществляется один раз в год, для чего останавливается реактор и производится открытие герметичной крышки реактора.

Последовательность перегрузочных операций предусматривает многократное чередование операций выгрузки, перестановки и загрузки кассет в реактор. Эта последовательность задается однозначно, и не может изменяться в ходе перегрузки.

Важными факторами безопасности при проведении перегрузочных операций является ограничение скорости транспортировки и ускорений, в зависимости от типа перегружаемого изделия. Для предотвращения аварий при транспортировке элементов перегрузки требуется жесткое соблюдение границ перемещения.

Для предотвращения аварий при вертикальном перемещении захвата TBC и захвата кластера при приближении к опасным участкам, движение захватов производится на пониженных скоростях с контролем усилия перемещения.

Для TBC опасными считаются её подъем и опускание при наличии возможности соприкосновения любой ее боковой поверхности с каким-либо элементом зоны перегрузки. Поэтому подъем TBC от крайнего нижнего положения до выхода хвостовика из опасной зоны и опускание между этими уровнями производится на малой скорости и с контролем изменения усилия перемещения кассеты относительно ее веса в свободном состоянии.

Контроль усилия ведется для любых перегружаемых изделий в момент начала подъема, так как возможно так называемое "прикипание" элементов активной зоны к окружающим конструкциям.

В работе все события, при которых перемещаемые TBC или TBC на местах хранения получают нагрузку больше допустимых эксплуатационных нагрузок, называются повреждением TBC.

Рассматриваемые виды повреждений TBC показаны на следующей схеме:

Падение TBC

Изгиб TBC

Повреждение TBC

Боковой удар TBC

Скручивание TBC

Растяжение TBC

Падение РШ

Рис.2. Рассматриваемые виды повреждений TBC

Предполагается, что при авариях по обслуживанию топлива оболочка ТВЭЛов повреждается в такой степени, что все газовые и летучие продукты радиоактивного распада попадают в воду бассейна перегрузки. В последующей фазе радиоактивные инертные газы (изотопы криптона и ксенона), а также частично и изотопы йода попадают в атмосферу зала, что может привести к нарушению пределов безопасной эксплуатации АЭС и возникновению ЧС.

В качестве показателя безопасности перегрузки ЯТ рассматривается вероятность повреждения TBC в процессе перегрузки. Вероятностный анализ безопасности перегрузки ЯТ на существующих АЭС с реакторами типа ВВЭР (работы Коробкина В.В., Федосовского М.Е.) показывает, что в настоящее время вероятность повреждения TBC составляет не более 10"3 на реактор в год, причем существенный вклад в этот показатель вносят отказы системы управления МП.

Одним из основных путей обеспечения безопасности перегрузки ЯТ является повышение защищенность МП, под которой понимается способность МП предотвращать за счет использования средств и способов защиты повреждения

TBC при перегрузке (и как следствие возникновение ЧС) вследствие отказов компонентов МП, ошибок персонала или внешних воздействий.

Под средствами защиты МП понимаются реализованные в системе управления МП защиты и блокировки.

Во второй главе приведены теоретические основы оценки защищенности

МП.

Для количественной оценки защищенности МП против инициирующего нарушения ИНт (т - порядковый номер инициирующего нарушения) предлагается использовать показатель защищенности <р , который определяется как

вероятность отказа определенного набора защит и блокировок МП, предотвращающих повреждения ЯТ вследствие инициирующего нарушения НН т ■

Вычисление показателя защищенности МП ср удобно выполнять с использованием логико-вероятностных методов анализа надежности и безопасности структурно-сложных технических систем (работы Острейковского В.А., Швыряева Ю.В., Бахметьева A.M., Ершова Г.А., Рябинина И.А., Можаева A.C. др.). Привлекательность логико-вероятностных методов заключается в их четкости и больших возможностях выявления значимости отдельных элементов в общей структуре технической системы.

Используя терминологию логико-вероятностных методов, показатель защищенности МП (рт против инициирующего нарушения ИН может быть

представлен как вероятность истинности события, связанного с отказом определенного набора защит и блокировок:

т =Р

' П1

Л z .= I

iek J т

]

(I)

где гj - состояние защиты (блокировки), предусмотренной в МП для предотвращения повреждения ТВС вследствие инициирующего нарушения ИНт (г ■=I, если защита (блокировка) находится в работоспособном состоянии и г -=0, если защита (блокировка) отказала); кт - множество номеров защит

(блокировок), предусмотренных в МП для предотвращения ЯТ вследствие инициирующего нарушения ИН .

Для вычисления показателя защищенности <р необходимо выразить отказы защит и блокировок через отказы компонентов МП и ошибки персонала и привести полученное соотношение к дизъюнктивной нормальной форме (ДНФ). После этого показатель защищенности (р может быть вычислен по

следующей формуле:

<р =р

^т

л z . = 1 У б*.. }

т

w

V т.= 1 1 = 1 '

= 1- П О-/*«,-)), / = 1

£(»»;) = П /ФО,

' «ч=ет. л

•■»eg-

где р(т-) - вероятность реализации конъюнктивного одночлена т-= Л xs;

ssSj

p(xs) - вероятность события xs (отказа компонента МП или ошибки персонала); g. - множество номеров отказов компонентов МП (ошибок персонала), входящих в конъюнктивный одночлен т■.

Формирование ДНФ, выражающей отказ набора защит и блокировок, является сложной задачей, что связано с тем, что против одного инициирующего нарушения может быть предусмотрено несколько защит или блокировок, отказ каждой из которых выражается через большое число аргументов (отказов компонентов МП, ошибок персонала). Поэтому для формирования ДНФ и последующих расчетов предлагается использовать автоматизированные расчетные комплексы анализа надежности и безопасности технических систем, например Risk Spectrum или CRISS.

Если рассматривается отказ компонента МП, то величина p(xs) вычисляется как усредненная за время одной перегрузки вероятность отказа:

/K*.)=4WOA, (3)

л 1 о 3

где Т - время выполнения одной перегрузки; бу (0 - вероятность отказа компонента на интервале (0,t).

При этом необходимо учитывать изменение интенсивности отказов компонентов МП в процессе перегрузки, что связано с изменением режимов работы компонентов и условий их эксплуатации (см. рис. 3):

Рис. 3. Зависимость интенсивности отказов компонентов МП от времени

В случае, если рассматривается ошибка персонала, то для вычисления величины р(х ), используется соотношение:

gj - номинальная вероятность ошибки персонала при выполнении у-го действия, необходимого для успешного выполнения /-ой задачи; т. - общее число

действий необходимых для решения i -ой задачи.

В третьей главе приведена методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности МП, структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности процесса перегрузки ЯТ.

Ниже приведено описание основных этапов предлагаемой методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

Этап 1. Определение инициирующих нарушении в процессе перегрузки. Процесс перегрузки ЯТ характеризуется наличием большого числа потенциальных опасных событий (инициирующих нарушений), реализация которых может привести к повреждению TBC. Это ошибки оперативного и обслуживающего персонала МП, отказы компонентов МП, нарушения условий эксплуатации. Основной сложностью учета и анализа всех возможных опасных событий при перегрузке ЯТ является тот факт, что на различных участках технологического процесса к повреждению ЯТ могут привести разные группы опасных событий.

В качестве примера рассмотрим операцию извлечения TBC из реактора. На рис. 4 показано положение рабочей штанги МП при сцеплении с TBC (положение справа) и положение рабочей штанги после окончании процесса извлечения, когда TBC находится в транспортном положении и готова к перемещению на координаты установки (положение слева). Если при сцеплении с TBC оператор выдаст ложную команду на поворот рабочей штанги, то, так как TBC находиться в активной зоне, это приведет к скручиванию топливной сборки. А когда сборка уже находится в транспортном положении, то ложная команды оператора на поворот рабочей штанги не приведет к повреждению TBC, так как сборка находиться выше уровня активной зоны и ее повороту ничего не препятствует.

(4)

Таким образом, для того, чтобы сформировать полный перечень опасных событий, угрожающих целостности TBC, необходимо отдельное и детальное рассмотрение каждого участка технологического процесса.

В работе показано, что изменение причин и условий повреждения ЯТ связано, прежде всего, с тем, что при перегрузке ЯТ изменяется состояние МП, состояние зоны перегрузки и положение перегружаемого изделия относительно элементов конструкции реактора или БВ. Исходя из этого, был разработан алгоритм деления процесса перегрузки на отдельные участки (базовые интервалы), на которых остаются неизменными причины и условия повреждения ЯТ.

Предлагаемый алгоритм включает следующие основные этапы:

• анализ технологического процесса и выделение участков, на которых остается неизменным состояние МП (например, перемещается мост, при этом все остальные механизмы неподвижны);

• анализ полученных на предыдущем этапе участков технологического процесса и выделение таких отрезков процесса перегрузки, на которых остается неизменным положение перемещаемой TBC относительно элементов конструкции реактора или БВ (например, TBC перемещается в реакторе и хвостовик TBC находится ниже уровня головок установленных сборок). Полученные на данном этапе отрезки технологического процесса и есть базовые интервалы.

В табл. 1 приведен фрагмент перечня базовых интервалов процесса перегрузки ЯТ на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-440, сформированный с использованием предлагаемого алгоритма.

Таблица 1. Фрагмент перечня базовых интервалов процесса перегрузки ЯТ _на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-440_

Операция «Захватывание TBC»

R05 Поворот рабочей штанги (РШ) при сцеплении с TBC

Операция «Подъем ТС»

R06 Вертикальное перемещение РШ с TBC от гнезда до положения хвостовика TBC на 200 мм выше уровня головок установленных сборок

R07 Вертикальное перемещение РШ с TBC от положения хвостовика TBC на 200 мм выше уровня головок установленных сборок до транспортного положения

Операция «Перемещение моста и тележки с TBC»

R08 Перемещение моста и тележки по реактору, бассейн выдержки, колодцу 1 с TBC

R09 Перемещение моста через транспортный коридор с TBC

Далее на каждом базовом интервале определяются все возможные инициирующие нарушения. Общая классификация инициирующих нарушений, возможность возникновения которых должна быть рассмотрена на каждом базовом интервале, приведена на рис. 5.

Рис. 5. Классификация инициирующих нарушений при перегрузке ЯТ

Этап 2. Анализ защищенности МП по отношению к каждому инициирующему нарушению. Для каждого инициирующего нарушения определяется набор защит и блокировок МП, предназначенных для предотвращения повреждения TBC, и проводится оценка показателей защищенности <р/п . При определении наборов защит и блокировок необходимо рассмотреть физические защитные меры (ловители, упоры и т.д.), защиты (блокировки) системы управления МП, защитные действия персонала.

В табл. 2 приведены основные этапы анализа защищенности МП и результаты диссертационных исследований по выполнению данных этапов.

Этап Результаты диссертационных исследований по выполнению этапа

1. Анализ компонентов МП, участвующих в реализации защит и блокировок Приведено описание наиболее типовых отказов компонентов МП, данные по надежности компонентов МП

2. Анализ возможных отказов по общей причине компонентов МП, участвующих в реализации защит и блокировок На основе рекомендаций МАГАТЭ, МЭК разработана схема формирования групп отказов по общим причинам на основе факторов общности: конструкции, технологии изготовления и условий эксплуатации. Разработаны рекомендации по выбору моделей отказов по общим причинам и параметров моделей

3. Анализ действий персонала по обслуживанию МП, ошибки при выполнении которых, могут привести к отказу защит и блокировок В диссертационной работе приведены справочные данные по вероятностям ошибок персонала МП при выполнении единичных действий, определенные на основе данных, приведенных в SHARP, THERP, статистических данных по надежности оперативного персонала, собранные в процессе тренировок на полномасштабных тренажерах ВВЭР-440 и ВВЭР-1 ООО и приведенные в работах Острейковского В.А.

4. Построение графической модели отказа набора защит и блокировок (деревьев отказов) Разработаны рекомендации по построению графических моделей отказов средств защиты с использованием программных комплексов Risk Spectrum и CRISS, даны рекомендации по обозначению событий моделей

5. Формирование логической и вероятностной модели отказа набора защит и блокировок Разработаны рекомендации по представлению и анализу логических и вероятностных моделей отказов средств защиты

Этап 3. Разработка рекомендаций по повышению защищенности МП.

Принципиальный алгоритм обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на основе анализа защищенности МП приведен на рис. 6.

Основными направлениями обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности МП, являются:

• повышение надежности защит и блокировок;

• предотвращение и ограничение последствий ошибок персонала при техническом обслуживании МП в части реализации защит и блокировок;

• повышение эффективности защит и блокировок за счет изменения аппаратной или программной реализации, условий срабатывания и т.д.;

• введение дополнительных защит и блокировок.

Рис. 6. Блок-схема разработки рекомендаций по обеспечению безопасности

перегрузки ЯТ

ОАО «Концерн Росэнергоатом» значительное внимание уделяет вопросам повышения эффективности, надежности и безопасности эксплуатации ядерных установок в рамках совершенствования системы управления жизненным циклом АЭС. Исходя из этого, предлагается проект система аналитического мониторинга безопасности перегрузки ЯТ, целью которой является обеспечения безопасности перегрузки ЯТ путем формирования современной постоянно-действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочного оборудования.

Система аналитического мониторинга представляет собой человеко-машинную систему, которая обеспечивает сбор информации в определенном формате, создание и заполнение компьютерной базы данных, анализ собранной информации с оценкой показателей безопасности перегрузки ЯТ и надежности перегрузочного оборудования, оценкой тенденций их изменения.

Принципиальная схема системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ приведена на рис 7.

Рассмотрим назначение основных элементов предлагаемой системы мониторинга.

г

Главная программа

Интерфейс ввода данных

Интерфейс вывода данных

Интерфейс для связи с системой управления перегрузочным оборудованием

Базы данных

База по отказам оборудования

База по истории эксплуатации оборудования

База по ошибкам оператора

База по внешним воздействиям

База по ремонтам оборудования

Программа для редактирования модели безопасности перегрузки ядерного топлива и настроек системы мониторинга:

■ Определение прав доступа;

■ Создание резервных копий;

■ Редактирование модели безопасности;

■ Редактирование экрана оператора.

Модуль оценки показателей надежности оборудования (персонала)и вероятностей внешних воздействий

Модуль оценки показателей безопасности перегрузки ядерного топлива

Модель безопасности перегрузки ядерного

Рис. 7 Принципиальная схема системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ

Главное окно программы предназначено для ввода информации в базу данных, осуществления оперативного поиска информации по определенному набору признаков, отображения результатом оценки надежности оборудования и безопасности процесса перегрузки, разработки отчетной документации. Ввод информации осуществляется вручную (оператором) и автоматически, за счет связи системы мониторинга с системой управления МП.

База данных позволяет накапливать информацию по эксплуатации перегрузочного оборудования.

Модуль оценки надежности оборудования (персонала) и вероятностей внешних воздействий на основе анализа информации от базы данных позволяет:

• автоматически рассчитывать суммарные наработки и количество отказов перегрузочного оборудования;

• проводить автоматизированный расчет показателей надежности перегрузочного оборудования на основе опыта эксплуатации (интенсивности отказов, средних наработок на отказ, вероятности отказа на требование, зависимости интенсивности отказов и вероятности безотказной работы от времени);

• автоматически проводить оценку надежности персонала;

• автоматически строить диаграммы распределений числа отказов однотипного оборудования по годам эксплуатации и зависимостей интенсивности отказов однотипного оборудования от наработки и диаграммы вероятности безотказной работы.

Для оценки показателей надежности по результатам эксплуатации оборудования используется Байесовский подход, который позволяет уточнить априорный закон распределение отказов оборудования на основе эксплуатационных данных.

Модуль оценки показателей безопасности перегрузки ЯТ использует результаты оценки надежности оборудования (персонала) и вероятностей внешних воздействий. На основе полученной информации и, используя модель безопасности перегрузки ЯТ, данный модуль оценивает вероятности повреждения TBC в процессе перегрузки. Модель безопасности перегрузки ядерного топлива представляет собой функцию, связывающую вероятность повреждения TBC при перегрузке p(S) с надежностью элементов перегрузочного оборудования, с надежностью обслуживающего и оперативного персонала, с вероятностью внешних по отношению к технологическому процессу воздействий:

p(S)=np(MHj)cpi, (5)

где p(S) - вероятность повреждения ЯТ в процессе перегрузки; р(ИН.) - вероятность инициирующего нарушения ИН-\ (р, - показатель защищенности МП по отношению к инициирующему нарушению ИН■; п - общее число рассматриваемых в процессе перегрузки инициирующих нарушений.

Кроме того, данный модуль осуществляет выбор корректирующих мер, реализация которых обеспечит безопасность перегрузки ЯТ.

Предлагаемый порядок обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации перегрузочного оборудования приведен на рис. 8.

В качестве требований по безопасности рассматривается вероятность повреждения TBC в процессе перегрузки. Так, согласно финским нормативным документам, вероятность повреждения TBC не должна превышать 10"3 в год.

Целевая функция управления корректирующими мерами определяется исходя из минимизации затрат на реализацию мероприятий по обеспечению безопасности при условии выполнения требований по безопасности.

ис меры

Рис. 8. Схема обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации перегрузочного оборудования

Система мониторинга безопасности позволит поддержать уровень безопасности перегрузки ЯТ на требуемом уровне и снизить затраты, связанные последствиями повреждения TBC.

В четвертой главе на основе разработанной методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ получены научно-технические предложения по совершенствованию транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, которые позволили повысить эффективность выполнения операций перегрузки по оперативным (время выполнения операций) и экономическим (стоимостным) показателям и обеспечить уровень безопасности, соответствующий допустимым рискам по возникновению ЧС.

В качестве примера рассматриваются результаты обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на 5-ом энергоблоке Нововоронежской АЭС при модернизации МП.

Перегрузку реактора на 5-ом энергоблоке Нововоронежской АЭС предполагается осуществлять в режиме, когда наведение РШ на заданную координату, сцепление с перегружаемым изделием и извлечение его производится в автоматическом режиме, а команда на выполнение каждой следующей операции после выполнения предыдущей выдается оператором.

Например, после наведения МП на заданную координату сцепление с извлекаемым изделием производится после проверки правильности выхода на заданную координату путем сравнения показаний индикаторов перемещения моста и тележки с координатами, указанными в программе загрузки.

Принципиальная структура системы управления МП на 5-ом энергоблоке Нововоронежской АЭС после модернизации приведена на рис. 9.

Оператор

Пульт управления

Датчики подсистемы управления

Датчики подсистемы защиты

Преобразователь частоты

Привод моста

Привод тележки

Привод рабочей штанги

Привод захвата ТВС

Привод поворота РШ

Рис. 9. Принципиальная схема системы управления МП

Выполнение каждой из основных функций системы управления МП (СУМП): функции управления, функции диагностики и функций защит и блокировок - реализуется отдельными самостоятельными составными частями СУМП и программными средствами.

Функция защит и блокировок реализуется двумя каналами, с применением максимально различной элементной базы для каждого из каналов. Каждый из каналов имеет собственный набор датчиков, достаточный для реализации соог-

ветствующей функции (защиты или блокировки). Датчики различных каналов работают на разных физических принципах и производятся различными производителями.

С целью обеспечения безопасности выполнения перечисленных операций в системе управления должны быть предусмотрены следующие основные группы защит и блокировок:

• защиты (блокировки), формируемые по положениям механизмов - с использованием сигналов датчиков координат и датчиков положений;

• защиты (блокировки), формируемые по усилиям на механизмах - с использованием сигналов датчиков усилий;

• защиты (блокировки), формируемые по параметрам движения;

• защиты (блокировки), формируемые по параметрам среды перегрузки - с использованием сигналов датчиков внешних систем (датчиков контроля среды перегрузки);

• защиты (блокировки), формируемые по результатам диагностирования оборудования МП и СУМП.

Учитывая наличие двух разных подсистем защит и блокировок, становиться актуальным вопрос о распределении защит и блокировок между этими подсистемами и их достаточности для обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

Основные технические решения системы управления выполнены на базе компонентов SIEMENS. На самой машине перегрузочной используются компоненты фирмы SEW EURODRIVE.

При выполнении анализа процесса перегрузки сформировано более 200 инициирующих нарушений, проведен анализ защищенности МП по отношению к каждому инициирующему нарушению и выполнена оценка безопасности перегрузки ЯТ. Оценка защищенности МП и вероятностей повреждения ЯТ была выполнена с использованием программного комплекса Risk Spectrum.

В качестве исходных данных по надежности компонентов МП были использованы данные по надежности фирм-производителей оборудования (SIEMENS, SEW EURODRIVE), а также данные по надежности оборудования АЭС собранные МАГАТЭ.

Результаты оценки безопасности перегрузки ЯТ приведены в табл. 3.

Таблица 3. Результат оценки вероятностей повреждения TBC

Повреждение TBC Вероятность

Падение TBC 5,78-10'6

Изгиб TBC 8,6И0"6

Сжатие TBC 2,10 10"

Боковой удар TBC 1,3 910"4

Скручивание TBC 2,99-10"

Превышение TBC допустимого уровня 6,31 ТО"6

Падение РШ в реактор, БВ или УГ 2,59-10"

Из табл. 3 видно, что наиболее вероятными видами повреждения TBC являются «Сжатие TBC» (2,1010г4), «Боковой удар TBC» (1,39-Ю"4), «Изгиб TBC» (8,61-106).

Большая вероятность сжатия TBC объясняется плохой защищенностью МП к инициирующим нарушениям, приводящим к ошибке позиционирования моста или тележки при выходе на координаты установки TBC, что может привести к тому, что при установке TBC упрется в соседнею, уже установленную сборку, и сожмет ее.

Сложность повышения защищенности МП против данного инициирующего нарушения заключается в необходимости ручного ввода в систему управления координат всех ячеей реактора и бассейна выдержки и необходимостью контроля промежуточных положений моста (тележки).

Большая вероятность бокового удара и изгиба TBC связана с плохой защищенностью МП против инициирующих нарушений, приводящих к ложному перемещению моста (тележки) при извлечении или установки TBC, что объясняется большой вероятностью событий приводящих к ложным перемещениям моста (тележки).

Общая вероятность повреждения TBC составила 3,50-Ю"4, однако по результатам анализа неопределенности выявлено, что данный показатель может выходить за пределы допустимой зоны (95% квантиль распределения вероятности повреждения TBC равен 1,48-1 (У3, что больше предельного значения, равного 10"3). Поэтому было принято решение о внесении дополнительных мер, направленных на обеспечение безопасности перегрузки ЯТ.

Исходя из анализа наиболее вероятных повреждений TBC было предложено внести в проект МП следующие защиты и блокировки:

• ввести дополнительные меры, направленные на контроль ошибочных действий оператора с целью уменьшения вероятности сжатия TBC из-за ошибки позиционирования моста (тележки);

• ввести защитную меру подсистемы защит II по запрету перемещения моста (тележки) при нахождении РШ не в транспортном положении с целью уменьшения вероятности изгиба и бокового удара TBC из-за ложного перемещения моста (тележки);

• ввести защитную меру системы защит II по запрету перемещения моста (тележки) при сцеплении (расцеплении) с целью уменьшения вероятности изгиба TBC из-за ложного перемещения моста (тележки);

• ввести защитную меру подсистемы защит II по запрету перемещения РШ при уменьшении усилия на тросах РШ с целью уменьшения вероятности сжатия TBC из-за ошибки позиционирования моста (тележки);

• ввести защитную меру подсистемы защит I по запрету перемещения РШ при уменьшении усилия на тросах РШ с целью уменьшения сжатия TBC из-за ошибки позиционирования моста (тележки).

Результаты оценки вероятностей повреждения TBC до и после реализации рекомендаций по обеспечению безопасности приведены на рис. 10. Общая ве-

роятность повреждения TBC с учетом неопределенности результатов составила - 3,4-10"4.

Таким образом, анализ и оценка защищенности МП на Нововоронежской АЭС при проектировании позволил достигнуть требуемого уровня безопасности перегрузки ЯТ при условии использования автоматического режима работы (время одной перестановки TBC было сокращено с 40 минут до 20 минут), что позволило сократить время перегрузки до 6 суток и получить экономический эффект не менее 16 млн. руб в год.

¡й до ведений дополнительных мер безопасности

я после введения дополншольныхмер безопасности

Боковой удар TBC

Рис. 10. Результаты оценки вероятности повреждения TBC до и после реализации рекомендаций по обеспечению безопасности перегрузки ЯТ

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Основными результатами выполненных диссертационных исследований

являются:

• определены виды повреждения TBC в процессе перегрузки на АЭС и их возможные последствия, которые могут привести к возникновению ЧС;

• разработаны теоретические основы анализа защищенности МП от внешних и внутренних воздействующих факторов, базирующиеся на математических моделях вероятностного анализа безопасности, учитывающие особенности структуры и режимов эксплуатации МП;

• разработана методика повышения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности МП, позволяющая сформировать рекомендации по повышению защищенности МП, обеспечивающих требуемый уровень безопасности перегрузки ЯТ;

• разработана структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ, целью которой является обеспечения безопасности перегрузки ЯТ путем формирования современной постоянно-действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочного оборудования;

• проведена апробация разработанной методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ при решении задач создания и проектирования МП, результаты которой свидетельствуют об адекватности разработанных моделей реальным условиям функционирования МП, о существенном технико-экономическом эффекте, полученным при использовании разработанной методики.

Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны, теоретической и практической значимости. Апробация полученного научно-методического аппарата обеспечения безопасности перегрузки ЯТ показала, что цель диссертационного исследования, состоящая в обеспечении безопасности перегрузки ЯТ, за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки топлива достигнута.

Основным направлениями дальнейших исследований следует считать разработку научно-методического аппарата обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации за счет контроля действий обслуживающего персонала, состояния оборудования и конструкций МП.

ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Сыров, А. А. Вероятностный анализ безопасности траиспортно-технологнческого оборудования перегрузки ядерного топлива У A.A. Сыров,

B.И. Гумешок, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98-102. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,15 пл.).

2. Сыров, А. А. Оценка уязвимости транспортио-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокшг// Информация к космос. 2009. № 4. С. 94-100. -0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

3. Сыров, A.A. Обеспечение защищенности и минимизация затрат при перегрузке ядерного топлива на АЭС с реакторами типа ВВЭР / A.A. Сыров, В.И. Гумешок, ГЛ. Атоян II Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2011. №2.

C. 233-237. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

4. Сыров, A.A. Критерии оценки неблагоприятных последствий радиационных аварий / A.B. Храмов, A.A. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2010. № 2. С. 237-241. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,10 пл.)

5. Заявка на изобретение «Устройство для мониторинга риска и способ мониторинга риска для использования с объектом атомной энергетики», номер заявки 2010139828.

6. Сыров, А. А. Анализ уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, A.A. Сыров, Г.А. Фокин // материалы Всерос. науч.-прак. конф. «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009). С. 113-119. - 0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

7. Сыров, А. А. 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 «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009). С. 277-284. - 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,3 п.л.).

8. Сыров, A.A. Опыт использования методики анализа безопасности транспортно-технологических операций с ядерным топливом/ A.A. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин// материалы Всерос. Научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010). С. 517-523. - 0,44 п.л. (в т.ч. автора 0,3 и.л.).

9. Сыров, A.A. Методика анализа безопасности транспортно-технологических операций с ядерным топливом /A.A. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин// материалы XIV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2010) С. 277-284.-0,44 п.л. (в т.ч. автора 0,3 п.л.).

10. Сыров, A.A. Метод анализа безопасности технологических процессов /

A.А.Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XXXVIII международной научно-практической конференции «Неделя науки СПбГПУ»: материалы докладов (Санкт-Петербург, 2010). С. 49.-0,06 п.л. (в т.ч. автора 0,04 п.л.).

11. Сыров, A.A. Анализ надежности персонала транспортного - технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / А.А.Сыров, В.И. Гуменюк // материалы научно-практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010). С. 89-95. - 0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

12. Сыров, A.A. Защищенность транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк II материалы XVIII международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011). С. 99-105. -0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

13. Сыров, A.A. Проблемы безопасности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики в инновационной экономике / A.A. Сыров, О.Э. Муратов, М.Н. Тихонов, В.А. Храмов // материалы XVIII международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011). С. 121-128. - 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,20 п.л.).

14. Сыров, A.A. Социальная безопасность малых доз ионизирующих радиаций / A.A. Сыров, М.Н. Тихонов // материалы XVIII международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011). С. 130-137.-0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

15. Сыров, A.A. Проект системы аналитического мониторинга безопасности перегрузки ядерного топлива на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР / A.A. Сыров,

B.И. Гуменюк // материалы III Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2011). С. 89-94. -0,3 п.л. (в т.ч. автора 0,12 п.л.).

16. Сыров, A.A. Модели оценки вероятностей отказов по общим причинам / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2011). С. 127-134. - 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,20 п.л.).

Лицензия ЛР № 020593 от 07.08.97

Подписано в печать 18.05.2011. Формат 60x84/16. Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,0. Уч.-изд. л. 1,0. Тираж 100. Заказ 7659b.

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 Безопасность перегрузки ядерного топлива.

1.1 Технология перегрузки ядерного топлива.

1.2 Машина для перегрузки ядерного топлива.

1.3 Опасные события при перегрузке ядерного топлива

1.4 Обеспечение безопасности перегрузки ядерного топлива.

1.5 Выводы.

2 Защищенность машины перегрузочной.

2.1 Показатель защищенности машины перегрузочной.

2.2 Логико-вероятностные методы анализа безопасности технических систем.

2.3 Теоретические основы анализа защищенности машины перегрузочной.

2.4 Особенности оценка надежности компонентов машины перегрузочной

2.5 Оценка безопасности процесса перегрузки на основе анализа защищенности машины перегрузочной.

2.6 Анализ неопределенности оценки безопасности-процесса перегрузки.

2.7 Выводы.

3 Методика обеспечения безопасности перегрузки ядерного топлива.

3.1 Основные этапы методики обеспечения безопасности.

3.2 Определение инициирующих нарушений,.

3.3 Анализ защищенности машины перегрузочной.

3.4 Разработка рекомендаций по обеспечению безопасности перегрузки ядерного топлива.

3.5 Система мониторинга безопасности перегрузки ядерного топлива.

3.6 Выводы.

4 Использование методики обеспечения безопасности перегрузки ядерного топлива.

4.1 Особенности машины перегрузочной.

4.2 Описание выполнения этапов методики обеспечения безопасности.

4.3 Результаты оценки безопасности перегрузки ядерного топлива.

4.4 Результаты формирования рекомендаций по обеспечению безопасности

4.5 Выводы.

Актуальность темы: По мере роста установленных мощностей АЭС все более актуальными становятся вопросы дальнейшего повышения их технико-экономических показателей, надежности функционирования, безопасности эксплуатации для населения и окружающей среды. Одним из направлений решения этих задач является сокращение времени планово-предупредительных ремонтов, модернизация действующего оборудования, комплексная автоматизация управления основными технологическими процессами АЭС, оптимизация топливного цикла, как в целом, так и в той части, которую топливо проходит в пределах АЭС. Последнее имеет особо большое значение для водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), у которых замена топлива связана с длительной остановкой и их частичной разборкой. Минимизация длительности перегрузки топлива может привести к сокращению времени простоя реактора. Это становится весьма реальным в связи с проведением мероприятий по снижению времени профилактического ремонта оборудования. При этом следует иметь ввиду, что перегрузка ядерного топлива (ЯТ) является одним из ответственных этапов эксплуатации АЭС в части соблюдения правил ядерной безопасности, так как, во-первых, в процессе перегрузки выполняются операции по изменению геометрии активной зоны и, во-вторых, ликвидируются два барьера безопасности - разгерметизируется первый контур и открывается гермозона. Нарушения при перегрузке могут инициировать возникновение чрезвычайной ситуации (ЧС) на АЭС.

Исходя из этого, в настоящее время ОАО «Концерн Росэнергоатом» проводит модернизацию транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, основной целью- которой является сокращение времени перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности.

Сокращение времени перегрузки ЯТ достигается путем увеличения скоростей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и, как следствие, переходом на автоматизированные режимы работы. При этом существенно возрастают требования к системе управления перегрузочным оборудованием в части обеспечения безопасности, т.к. персонал, в силу своих психофизических особенностей, не всегда способен отслеживать быстрые изменения состояния транспортно-технологического оборудования и своевременно принимать решения о возможности продолжения перегрузки.

Таким образом, для сокращения времени перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности необходимы усовершенствования системы управления перегрузочным оборудованием, направленные на обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

Известно, что безопасность объекта это совокупность условий и факторов, обеспечивающих состояние защищенности объекта от угроз различного характера. Безопасность можно обеспечить путем устранения источника опасности или повышением защищенности от опасности. При этом под защищенностью понимается способность объекта противостоять поражающим (негативным) факторам (воздействиям) используя-средствам способы защиты.

Следовательно, одним из направлений совершенствования перегрузочного оборудования в части обеспечения безопасности перегрузки ЯТ является повышение защищенности транспортно-технологического оборудования от негативных внешних и внутренних факторов.

Однако, в настоящее время отсутствует эффективный научно-методический аппарат, который позволил бы сформировать рекомендации по повышению защищенности транспортно-технологического оборудования.

Таким образом, тема диссертационной работы, посвященная обеспечению безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования, является актуальной, так как реализация полученных результатов позволит сократить время перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности и снизить риски ЧС.

Целью работы является обеспечение безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, что позволяет улучшить экономические показатели перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом.

Научная^ задача работы. На основе теории надежности технических систем разработать научно-методический аппарат повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ.

Объект исследования. Транспортно-технологическое оборудование перегрузки ядерного топлива на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР.

Предмет исследования. Закономерности, раскрывающие зависимость защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ от структуры перегрузочного оборудования, состава защит и блокировок, надежности оборудования и персонала.

Метод исследования. Методы теории систем, теории надежности технических систем, математической статистики.

Научная новизна.

1. Впервые проведена классификация возможных видов повреждения тепловыделяющих сборок (TBC) в процессе перегрузки на АЭС и проведен анализ их возможных последствий.

2. Впервые сформулировано понятие защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ и, разработаны теоретические основы анализа защищенности МИ от внешних и внутренних факторов.

2. На основе теоретических и экспериментальных исследований разработана и апробирована методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования, учитывающая структурное и функциональное многообразие перегрузочного оборудования и особенность перегрузки ЯТ, связанную с изменением в процессе перегрузки причин и условий повреждения ЯТ.

3. Разработана структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности перегрузи ЯТ, целью которой является обеспечение безопасности перегрузки ЯТ путем формирования современной постоянно-действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочного оборудования.

Практическая ценность работы« заключается в том, что полученные результаты могут использоваться как инструмент, позволяющий разрабатывать и обосновывать технические решения по обеспечению безопасности перегрузки ЯТ при проектировании и эксплуатации транспортно-технологического оборудования на АЭС и предприятиях, связанных с переработкой ЯТ.

Реализация результатов работы. Результаты диссертационной работы были использованы при проектировании оборудования перегрузки ЯТ на 4 энергоблоке Калининской АЭС и модернизации перегрузочного оборудования на 5 энергоблоке Нововоронежской АЭС.

Результаты работы были внедрены при выполнении НИР «Научные основы прогнозирования опасностей, снижения риска и уменьшения последствий природных и техногенных катастроф» и при разработке магистерских программ на кафедре «Управление и защита в чрезвычайных ситуациях» Санкт-Петербургского государственного политехнического университета.

По результатам диссертационных исследований был проведен патентный поиск и подана заявка на изобретение «Устройство для мониторинга и способа мониторинга риска для использования с объектом атомной энергетики» (номер заявки 2010139828).

Достоверность полученных результатов обусловлена использованием известного и апробированного математического аппарата и опытом эксплуатации систем на основе предлагаемых решений по обеспечению безопасности.

На защиту выносятся:

1. Методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования.

2. Структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ.

Апробация работы; Материалы диссертационной работы докладывались на I 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), II Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XIV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2010), на международной научно-практической конференции «Неделя науки СПбГПУ» (Санкт-Петербург, 2010), на научно-практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XVIII международной научно-практической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011), III Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2011), на XV Всероссийской« конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2011).

Личный вклад- автора. Автор принимал участие в разработке методики анализа безопасности перегрузки ЯТ, выполняемой ЗАО «Диаконт» совместно с кафедрой «Управление и защита в чрезвычайных ситуациях» Санкт-Петербургского государственного политехнического университета. В рамках выполненных работ автором было введено и разработано понятие защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ и разработана методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования.

Публикации по теме диссертации. По результатам выполненных исследований опубликовано 15 печатных работ, четыре 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 включает в себя 115 страниц текста, 31 рисунок, 6 таблиц, список литературы из 90 наименований.

4.5 Выводы

Проведена апробация разработанной методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ при решении задач создания и проектирования МП, результаты которой свидетельствуют об адекватности разработанных моделей реальным условиям функционирования МП, о существенном технико-экономическом эффекте, полученным при использовании разработанной методики.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основными результатами выполненных диссертационных исследований являются: определены виды повреждения TBC в процессе перегрузки на АЭС и их возможные последствия, которые могут привести к возникновению ЧС; разработаны теоретические основы анализа защищенности МП от внешних и внутренних воздействующих факторов, базирующиеся на математических моделях вероятностного анализа безопасности, учитывающие особенности структуры и режимов эксплуатации МП; разработана методика повышения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности МП, позволяющая сформировать рекомендации по повышению защищенности МП, обеспечивающих требуемый уровень безопасности перегрузки ЯТ; разработана структура и алгоритмы работы системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ, целью которой является^« обеспечения безопасности перегрузки ЯТ и повышение надежности оборудования путем формирования современной постоянно-действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочного оборудования; проведена апробация разработанной методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ при решении задач создания и проектирования МП, результаты которой свидетельствуют об адекватности разработанных моделей реальным условиям функционирования МП, о существенном технико-экономическом эффекте, полученным при использовании разработанной методики.

Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны, теоретической и практической значимости. Апробация полученного научно-методического аппарата обеспечения* безопасности перегрузки ЯТ показала, что цель диссертационного исследования, состоящая в обеспечении безопасности перегрузки ЯТ, за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки топлива достигнута.

Основным направлениями дальнейших исследований следует считать разработку научно-методического аппарата обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации за счет контроля действий обслуживающего персонала, состояния оборудования и конструкций МП.

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

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

5. Сыров, A.A. Обеспечение защищенности и минимизация затрат при перегрузке ядерного топлива на АЭС с реакторами типа ВВЭР / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк, Г.Л. Атоян // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2011. №1. С. 237-241

6. Сыров, A.A. Критерии оценки неблагоприятных последствий радиационных аварий / A.B. Храмов, A.A. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2010; №2. С. 237-241

7. Сыров, A.A. Метод анализа безопасности технологических процессов /

8. A.А.Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XXXVIII международной научно-практической конференции «Неделя науки СПбГПУ»: материалы докладов (Санкт-Петербург, 2010 г.). С. 49

9. Сыров, A.A. Анализ надежности персонала транспортного -технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / А.А.Сыров,

10. B.И. Гуменюк // материалы научно-практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010 г.). С89-95

11. Сыров, A.A. Модели оценки вероятностей отказов; по общим причинам / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2011). С127-134,

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

13. Можаев A.C., Громов B.H. Теоретические основы общего логико-вероятностного метода автоматизированного моделирования систем. СПб. ВИТУ, 2000. -145с.

14. Панин O.A. Анализ безопасности интегрированных систем защиты: логико-вероятностный подход. Специальная Техника, №5, 2004

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

16. Рябинин И.А., Черкесов Г.Н. Логико-вероятностные методы исследования надежности структурно-сложных систем. М.: Радио и связь, 1981.

17. Рябинин И.А., Парфенов Ю.М., Юрлов Ю.Е. Процедура получения функции работоспособности технической системы путем построения деревьев орграфа. // Алгоритм N148. В кн.: Сборник алгоритмов и-программ. Вып.7. Л.: BMA, 1979.

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

19. Поленин В.И., Рябинин И:А. и- др. Применение общего логико-вероятностного метода- для анализа технических, военных организационно-функциональных систем и вооруженного противоборства, СПб.: Ника, 2011 г.

20. 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.

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

22. Зарудный В.И. Надежность судовой навигационной аппаратуры -Л., Судостроение, 1973

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

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

25. Райншке К. Модели надежности и чувствительности систем. Mi: Мир, 1979, 452с.

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

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

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

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

30. Хенли Э.Д., Кумамото Н. Надежность технических систем и .оценка* риска. М. Машиностроение, 1984.

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

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

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

34. А. Ноу land and М. Rausand, System Reliability Theory, Wiley-Interscience, NY, 1994.48; S.S. Rao, Reliability-Based Design, McGraw-Hill, NY, 1992.

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

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

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

38. 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.

39. 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. l,PLG-0191, January 1983. ,

40. A. Mosleh, "Expert-to-Expert Variability and Dependence in Estimating Rare Event Frequencies," Reliability Engineering and System Safety, 38, 47-57, 1992.

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

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

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

44. 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

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

46. Острейковский В.А., Теория надежности, M.: Высшая школа, 2003 г.

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

48. МЭК 61508» Функциональная безопасность электрических (электронных) программируемых электронных систем, связанных с безопасностью, 2005 г.

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

50. Determing the quality of probabilistic safety assessment (PSA) for applications in nuclear power plants, IAEA-TECDOC-1511, МАГАТЭ, июль 2006 г

51. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1), safety Series No. 50-P-4, МАГАТЭ, июль 1992 г.

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

53. 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.

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

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

56. CCF Parameter Estimations, 2003 Update, U.S. Nuclear Regulatory Commission, http://nrcoe.inl.gov/results/CCF/ParamEst2003/ccfparamest.htm

57. Component Reliability Data for Use in Probabilistic Safety Assessment. IAEA-TECDOC-478, 1988.

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

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

60. Risk Spectrum Professional. Руководство пользователя. // Техническая документация к программному комплексу фирмы By Relcon AB. -119с.

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

62. Можаев A.C., 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.

63. 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 А.М., Былов И.А. г. Н. Новгород, 2004г. 94 м. Инв. №10025/04.