автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.02, диссертация на тему:Разработка моделей для оценки риска аварий исследовательских реакторов типовых (ИРТ)

На правах рукописи

Аунг Тхут Вин

РАЗРАБОТКА МОДЕЛЕЙ ДЛЯ ОЦЕНКИ РИСКА АВАРИЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ ТИПОВЫХ (ИРТ)

05.26.02 - Безопасность в чрезвычайных ситуациях (ядерный топливно-энергетический комплекс)

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Автор: ¿чу^^ 2 9 ДПР 20Ю

Москва-2010

004601402

Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Научный руководитель:

кандидат физико-математических наук,

старший научный сотрудник

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук,

профессор

кандидат физико-математических наук

Костерев Владимир Викторович

Сакович Вадим Алексеевич Аверкин Алексей Николаевич

Ведущая организация:

Федеральное государственное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» НТЦ ЯРБ, г. Москва

Защита диссертации состоится « 19 » мая 2010 г. в ! 1 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета ДМ 462.001.02 при ФГУ «Федеральный медицинский биофизический центр имени А.И. Бурназяна» ФМБА России по адресу: 115409, г. Москва, Каширское шоссе, д.31 в Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ»

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России по адресу: 123182, г. Москва, ул. Живописная, д. 46.

Автореферат разослан: <3/■> Об 2010 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор ^ 4 ' Галушкин Б. А.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей повышения надёжности оборудования и уменьшения риска чрезвычайных ситуаций. Оценка и управление риском исследовательских реакторов - важная составляющая этой проблемы. Разработка адекватных математических моделей для оценки риска исследовательских реакторов и проведение оценок с их использованием являются необходимой составляющей как для получения паспорта безопасности этих опасных объектов, так и для принятия решений об их дальнейшем использовании.

При оценке надёжности и риска исследовательских реакторов типовых (ИРТ) встречается множество неопределённостей, которые могут возникать из-за недостатка информации. На практике, как правило, независимо от характера информации, предполагают ее случайный (вероятностный) характер, что обуславливает использование теории вероятностей как базовой теории для оценки риска. При этом, обычно, в силу отсутствия необходимой информации и нетривиальности ее обработки на функциональном уровне используют точечные оценки параметров. Однако не все параметры, характеризующие риск, имеют случайный характер: ряд параметров имеет нечеткую природу. Обработку нечетких переменных целесообразно проводить в рамках нечеткого подхода, с использованием базовой теории нечетких множеств. Резонность подобного подхода к обработке неопределенной информации объясняется и тем, что при этом вычисления проводятся на функциональном уровне, неопределенности входных параметров описываются выбранной функцией, и результатом вычислений также является функция, ширина которой и характеризует неопределенность результата. К сожалению, нечеткий подход еще не нашел заслуживающего развития для задач оценки надежности и риска реакторов вообще и исследовательских реакторов, в частности. Также необходима разработка деревьев отказов для возможных аварийных ситуаций ИРТ с учетом возможных исходных отказов, и оценки частоты отказов элементов и систем ИРТ, для которых отсутствуют литературные данные. Поэтому работы, связанные с разработкой математических

моделей для оценки риска ИРТ, которые позволяют получать адекватные оценки риска, находить проблемные места, принимать меры, повышающие безопасность, являются весьма актуальными.

Целью работы являлась разработка моделей для оценки риска исследовательских реакторов типовых (ИРТ).

Задачи исследования:

• проведение поиска статистических данных по частотам отказов элементов ИРТ;

• разработка деревьев отказов для оценки частоты отказов элементов и систем ИРТ, для которых отсутствуют статистические данные;

• разработка набора деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций для оценки частоты отказов ИРТ;

• разработка нечеткого подхода для оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• выбор операторов для описания логических символов «И» и «ИЛИ» для реализации нечеткого подхода оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• проведение расчетов по оценке частоты отказов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов;

• проведение оценки риска максимальной проектной аварии (МПА) ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов;

• проведение оценки риска запроектной аварии ИРТ МИФИ.

Научная новизна работы. На основании проведенных исследований:

• сформирована база данных по частотам отказов элементов ИРТ;

• разработан набор деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций ИРТ;

• разработан нечеткий подход для оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• предложены операторы для описания логических символов «И» и «ИЛИ» на базе Т-норм и Т-конорм для реализации нечеткого подхода оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• проведены расчеты по частотам возникновения аварий ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов;

• проведены оценки риска максимальной проектной аварий ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов;

• проведены оценки риска запроектной аварии ИРТ МИФИ.

Практическая значимость. На основании проведенных исследований:

• сформирована база данных по частотам отказов элементов ИРТ для расчетов оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• разработан набор деревьев отказов, моделирующих сценарии аварийных ситуаций на базе вероятностного и нечеткого подходов, который позволяет оценивать частоты отказов элементов оборудования и систем ИРТ;

• проведены оценки возможности максимальной проектной и запроектной аварий ИРТ МИФИ на основе вероятностного и нечеткого подходов;

• проведены оценки рисков максимальной проектной и запроектной аварий ИРТ МИФИ. По полученным результатам определены степень опасности ИРТ МИФИ и возможность сохранения работающего реактора в пределах городской застройки;

• результаты работы использованы при подготовке отчета по обоснованию безопасности ИРТ МИФИ и разработке паспорта безопасности НИЯУ МИФИ, который необходим для получения лицензии на продолжение эксплуатации ИРТ МИФИ.

Основные положения, выносимые на защиту:

• набор деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций ИРТ.

• результаты анализа и обработки данных по исходным отказам элементов и систем ИРТ МИФИ.

• результаты расчета частот отказов элементов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов.

• результаты оценки риска максимальной проектной аварии для ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов.

• результаты оценки риска запроектпой аварии для ИРТ МИФИ.

Достоверность полученных результатов обеспечивается сопоставлением результатов оценок частот отказов, полученных расчетным путем, с литературными данными; совпадением результатов расчетов, полученных с использованием вероятностного и нечеткого подходов в части точечных оценок, а также использованием программных продуктов, апробированных при проведении предыдущих расчетов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 178 страницах, содержит 34 рисунка и список цитируемой литературы из 87 наименований.

Апробация работы

Основные результаты диссертационной работы докладывались на следующих научных конференциях и семинарах:

1. Научных сессиях МИФИ 2007,2008,2009 г.г.

2. XI Международной конференции по безопасности АЭС и подготовке кадров, 0бнинск-2007 г.

3. XII Международной конференция по мягким вычислениям и измерениям -2009 г., г. Санкт-Петербург.

диссертационный совет

по защите докторских и кандидатских диссертаций при ФГУ «Федеральный медицинский биофизический центр имени А.И. Бурназяна» Федерального медико-биологического

агентства

В соответствии с п.20 Положения о порядке присуждения ученых степеней направляю Вам автореферат диссертации Аунг Тхут Вин.

Приложение: 1. Автореферат - 1 экз.

Ученый секретарь

диссертационного совета ДМ 462.001.02

Исх. 11-09/44$

¿у.

Российская государственная библиотека 101000 г. Москва, ул. Воздвиженка, 3

д-р техн. наук, профессор

Б.А. Галушкин

Исп. Чеславлева 8-499-190-37-71

4. XII Международной конференции по безопасности АЭС и подготовке кадров, 0бнинск-2009 г.

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное участие в решении задач, изложенных в диссертации, разработал модели и программы для проведения расчетов, проводил расчеты и анализировал результаты.

Публикации

По теме диссертационной работы опубликовано 7 работ, перечень которых приведен в конце автореферата.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Во введении обоснована актуальность проведенных исследований, сформулирована цель работы, указаны научная новизна, практическая значимость и достоверность полученных результатов, изложены основные положения, выносимые на защиту. В первой главе, которая носит обзорный характер, изложена общая постановка задачи со схематическим представлением процесса подготовки эксплуатационных данных по отказам элементов оборудования к проведению расчетов, общие принципы существующих в настоящее время способов оценки надёжности по частоте отказов элементов ИРТ. Обсуждены вероятностные методы оценок частот отказов элементов оборудования ИРТ, рассмотрены основные типы неопределённостей при анализе надёжности и риска, рассмотрен вопрос использования нечеткой информации по частоте отказов элементов ИРТ.

Во второй главе приведено краткое описание исследовательского реактора ИРТ МИФИ и сравнение основных характеристик ИРТ МИФИ с другими установками. Реактор ИРТ МИФИ сооружен по типовому проекту ТП-3304М. Он является гетерогенным водо-водяным реактором (вода - отражатель, замедлитель, теплоноситель) на тепловых нейтронах, бассейнового типа. В реакторе используются тепловыделяющие сборки (TBC) двух типов: НРТ-2М и ИРТ-ЗМ. Толщина ТВЭЛа, вхо-

дящего в состав TBC, составляет 2,0 и 1,4 мм соответственно. Длина активного слоя 580 мм. Обогащение по 23 5U - 90%. Топливная композиция - сплав алюминия с ураном. Концентрация урана в сердечнике - 1,07-1,22 г/см3. В настоящее время разрешенная мощность реактора - 2,5 МВт. В активной зоне -16 TBC. Объем активной зоны - около 50 л. Масса загрузки по 235U - 3,5 кг. Для оперативного управления реактором в активной зоне предусмотрены каналы, в которые введепы стержни, поглощающие тепловые нейтроны за счет карбида бора внутри стержней: КС - компенсирующие (6 шт.), АР - автоматического регулирования (1 шт.) и A3 - аварийной защиты (3 шт.). Все упомянутые стержни являются частью системы управления и защиты (СУЗ).

СУЗ с оптимальным регулятором (УЗОР) позволяет безопасно эксплуатировать реактор. Она позволяет регулировать и поддерживать мощность реактора от 0,6 Вт до 3 МВт, контролировать скорость изменения мощности, диапазон скорости ввода мощности, систему охлаждения, управления аварийной запитой, положение компенсационных стержней и автоматического регулирования.

В реакторный комплекс МИФИ входят здание реактора, здание станции спецводоочистки, вентиляторные двухсекционные градирни, подземные резервуары спецстоков реактора с камерой переключения, четыре подземных резервуара станции спецводоочистки с двумя камерами переключения.

Здание реактора МИФИ имеет два рубежа физической защиты и состоит из 3-х основных объемов: физический зал, лабораторная часть здания, одноэтажные пристройки и прилегающая площадка.

В третьей главе проведен анализ возможных остановов ИРТ МИФИ по частоте отказов элементов с использованием вероятностного и нечеткою подходов с учетом возможных аварийных ситуаций.

Список возможных исходных событий для ИРТ МИФИ включает: 1) разгерметизацию тепловыделяющих сборок (TBC); 2) сход TBC со штанги; 3) отказ аварийной защиты (A3); 4) ошибку персонала; 5) извлечение и заклинивание системы управления защитой (СУЗ); 6) блокировку расхода теплоносителя через TBC; 7) перекрытие сечения трубопровода 1-го контура; 8) останов насосов 1-го контура; 9) сильную и

слабую течь труб 1-го контура; 10) разгерметизацию обечайки тепловой колонны; 11) нарушение охлаждения со стороны 2-го контура; 12) попадание ионообменных смол в контур циркуляции; 13) разгерметизацию горизонтального экспериментального канала (ГЭК); 14) разгерметизацию хранилища облученного топлива - ОТВС;

15) отказ СУЗ с УЗОР (системы управления и защиты с оптимальным регулятором);

16) затопление защитных элементов безопасности; 17) падение грузов на приямок сервоприводов СУЗ, в бассейн реактора, в шахту-хранилище.

Цель анализа - определение частоты нежелательных событий, таких как повреждение активной зоны, нарушение ее целостности или выброс радиоактивных продуктов, а также идентификация потенциальных причин этих событий. Главным инструментом анализа является дерево отказов - логическая диаграмма, связывающая причины и следствия с использованием булевой алгебры. При этом применяются логические символы и символы событий. Основные логические символы: «И» (п), который предполагает наличие (на входе) одновременно всех входящих событий для реализации события на выходе, и «ИЛИ» (и), предполагающий достаточность хотя бы одного события (на входе) для реализации события на выходе. Используем А, В, С и D как символы различных событий. Пусть событие С случается, если появляются события А и В, тогда с использованием булевой алгебры С=АглВ есть пересечение событий. В терминах вероятностного подхода вероятность события С

?{С) = ?(ЛЩВ/А), (1)

где Р(Л)-вероятиость события А, Р(В/А) есть условная вероятность реализации события В при условии, что событие А произошло. В предположении независимости событий А и В

Р(0 = Р(Л)"Р(Я). (2)

Если D случается, когда появляется А или В, тогда D=A и£ есть объединение событий. В терминах вероятностного подхода

Р(£>) = Р(Л) + Р(й) - Р(А пВ). (3)

Если события А и В независимы, вероятность Р(Л пВ) есть произведение вероятностей событий А и В, тогда формула (3) преобразуется к виду

Р(С) = Р(А) + Р(5) - Р(Л)-Р(5). (4)

Был проведён анализ перечисленных выше аварийных ситуаций методом дерева отказов. Конечным событием был выбран внеплановый останов реактора. Останов реактора может сопровождаться различными сопутствующими событиями, что учитывалось при построении деревьев отказа. Для большинства элементов данные по частоте отказов были взяты из литературы. События, для которых отсутствовали литературные данные, представлялись комбинацией более простых событий с известными значениями частот отказов.

Для оценки вероятности безотказно работавших элементов использовалась формула

где Рверх - верхняя граница вероятности отказа, п - число проведённых испытаний, при которых выхода из строя не обнаружено, а- уровень доверительной вероятности. По рекомендации ГОСТ 13216-67 в расчетах по оценке аварийных ситуаций значение (1-а) должно быть меньше 0.1; нами был принят уровень доверительной вероятности 0,95, т.е. (1-а)=0.05. Нижняя граница для вероятности отказа, очевидно, равна 0, а верхняя, левее которой с вероятностью а лежит истинное значение, определялась из биномиального закона. По формуле (5) оценивались частоты отказа систем автоматической защиты, ошибок персонала, возникновения дефекта в TBC при изготовлении.

С использованием построенных деревьев отказов были получены значения частот останова реактора для всех возможных аварийных ситуаций ИРТ МИФИ. Проведен подробный анализ полученной информации.

Основные результаты расчетов по частоте отказов для останова реактора при различных сопутствующих событиях с использованием вероятностного подхода (ВП) приведены в табл. 1 в столбце «ВП».

При нечетком подходе события предполагаются нечеткими по природе. Отсутствие достоверных статистических данных и размытый, фрагментарный характер имеющейся информации по исходным отказам делает целесообразным рассмотрение их как нечетких событий. При этом события описываются с использованием

1п(1-а)

1п(1-а)

(5)

функции принадлежности Мд(.х), характеризующей степень уверенности в том, что

данное х принадлежит нечеткому множеству Л. При нечетком подходе логический символ «И» нами предложено описывать с использованием Т-норм, а символ «ИЛИ» с использованием Б-норм (Т-конорм).

При этом функция принадлежности события С на выходе логического символа «И» определяется, например, по формулам (6), (7) или (8) - наиболее часто используемым Т-нормам:

Ц~{х) = ц2{х).ц^х)> (6)

Нё 00 = тт(р~(х), ¡Л~в (*)); (7)

^е(х) = тах(0,^(*)+^г(х)-1)) (В)

где Не (х) - функция принадлежности события С на выходе логического символа «И», функции принадлежности соответственно событий А. и в на

входе логического символа «И»; а функция принадлежности события С на выходе логического символа «ИЛИ» соответственно по формулам (9), (10) и (11):

/£(*) = + (9)

А5(х) = гаахСил(х),//5(л)), (Ю)

^(х) = тш(1,//л(х)+//5(х)), (11)

где Не - функция принадлежности события С на выходе логического символа «ИЛИ», /";<(*)> - функции принадлежности соответственно событий Лив

на входе логического символа «ИЛИ».

В расчетах использовались Т-нормы, задаваемые формулами (6) - (8), и соответствующие им Т-конормы, задаваемые формулами (9) - (11), соответственно. При этом информация о неопределенностях исходных данных (частот отказов), заклады-

ваемая при описании их функциями принадлежности, трансформируется в информацию о неопределенности результата в соответствии с логикой дерева отказов.

Были проведены оценки надежности ИРТ МИФИ с использованием нечеткого подхода. Параметры, характеризующие вероятность исходных событий (частоту отказов) элементов и оборудования, рассматривались как нечеткие числа, подчиняющиеся распределению Симпсона (треугольное распределение). Подобное распределение характеризуется тремя параметрами - минимальным, наиболее возможным (вероятным) и максимальным.

В расчетах в качестве параметров распределения Симпсона использовались литературные данные: в качестве минимального параметра - минимальное значение из литературных данных; в качестве максимального параметра - максимальное и в качестве наиболее возможного - среднее значение. При большом (на порядки) разбросе данных в качестве среднего использовалось среднее геометрическое. В случае, если в литературе приводится только единственное значение вероятности для какого-либо параметра, при расчетах считали, что возможное отклонение от этого значения составляет ±50%. Основные результаты расчетов с использованием нечеткого подхода приведены в табл. 1 в столбце «НП». В качестве примера ниже приведены результаты анализа сценария максимальной проектной аварии на ИРТ МИФИ.

Минимальное, среднее и максимальное значения вероятности повреждения топлива РА: 1,9-10"6 - 4,3-Ю"5 - 5,9-Ю"3, вероятность разгерметизации ГЭК Рв: 1,0-10"1а -

1.0-10"7 - 1,0-10"4, вероятность нарушения охлаждения со стороны 2-го контура РсгЗ.О-Ю"6 - 1,0-Ю"4 - З,010~3 , вероятность снижения уровня воды в бассейне Рп:

и вероятность отказа из-за ошибки персонала Рперс8,0-10" -2,010^ - 5,7-Ю"4. Результат расчетов при использовании формул (6) и (9) - функция принадлежности для вероятности максимальной проектной аварии рмпл(р) - приведен на рис. 2. Видно, что наиболее возможным значением вероятности максимальной проектной аварии является 3,1-Ю"8, максимально возможным значением -

6.1-10"^, минимально возможным значением- 3,9-Ю"10.

Рис. 1. Дерево отказов для максимальной проектной аварии.

Рис. 2. Функция принадлежности для вероятности максимальной проектной аварии - Цмпа(р), Р - вероятность максимальной проектной аварии.

Ю-'3

105 F

Анализ результатов показывает, что с наибольшей частотой может произойти частичное повреждение топлива, превышение допустимой мощности дозы для лиц категории Л - ДМД (Л) на площадке реактора, или реактор может быть остановлен без сопутствующих событий. События, приводящие к данным отказам, - это сход TBC со штанги и течи 1-го контура при отказе автоматических систем защиты.

Отметим, что использование нечеткого подхода позволяет получить не только точечные оценки частоты останова, но и их возможный разброс.

Частота останова ИРТ МИФИ и сопутствующие события

№ Остановленный реактор, сопутствующее событие Частота останова (ВП), год'1 Частота останова (НП), год1

1 Повышенный гамма-фон на площадке реактора 6,4-10'® 8,0-10'1 '-6,4-10'8-1,1 ■ 10'5

2 Повышенная активность теплоносителя 2,1-10м 4,0-10"18-2,1 • 10"м-3,9-10-8

3 Превышение допустимой мощности дозы для лиц категории А, ДМД(А) 1,5-10"4 4,9-Ю"6-1,5-!0-4-9,0-10-3

4 Частичное повреждение топлива 8,1-Ю"5 2,5-10^-8,1-10-5-1,3-Ю'2

5 Повышенная газовая активность в надреакторном пространстве 6,4-10"8 1,3-10-'-6,4-10'8-1,0-10-3

6 Повышенный у-фон над хранилищем ОТВС 4,0-10-" 3,0-10'5-4,0-10"-1,0-10-4

7 Реактор остановлен без сопутствующих событий 2,МО"4 3^2-10^-2,1-1<Г'-1,7-1<Г2

8 Максимальная проектная авария (частичное расплавление активной зоны и разрушение оболочек) 3,М0'8 3,9-1010-Э,1-10-8-6,1-10-6

Также проведена оценка частоты гипотетической запроектной аварии ИРТ МИФИ вследствие технических причин или террористических актов. В расчетах использовалась формула (5). Показано, что частота гипотетической запроектной аварий ИРТ МИФИ по техническими причинами - 3,10"13 год"1, а из-за вероятных террористических актов -7,4-Ю"4 год"1.

В четвёртой главе проведена оценка риска ИРТ МИФИ при максимальной проектной аварии и запроектной аварии. Оценка риска исследовательских реакторов связана с использованием неопределенной информации. На практике, обычно, независимо от характера информации, предполагают ее случайный (вероятностный) характер, что обуславливает использование теории вероятностей как базовой теории для оценки риска. Однако не все параметры, характеризующие отказы оборудования, имеют случайный характер, ряд параметров относится к нечетким переменным.

Как правило, риск Я определяют как совокупность вероятности аварии Р и ее последствий (ущерба) А. На практике для получения (точечной) оценки риска используют их произведение.

Анализ возможных аварийных ситуаций ИРТ МИФИ показал, что наибольший ущерб возможен при максимальной проектной аварии в случае частичного расплавления активной зоны и при запроектной аварии в случае полного расплавления активной зоны. Подобные аварии и были выбраны для исследования.

В качестве последствий таких аварий может выступать выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду с возможным облучением населения. Поэтому ущерб выражался в виде радиационных последствий аварии - эффективной дозы для населения и радиационного риска.

Для оценки дозовых нагрузок и риска (риск для всего населения и взрослых -согласно НРБ-99/2009) были проведены расчеты возможных радиационных последствий аварии при максимальной проектной аварии с частичным расплавлением активной зоны и разрушением оболочек и при гипотетической запроектной аварии с полным расплавлением активной зоны ИРТ МИФИ в случае выброса радионуклидов в окружающую среду. При подобных, практически невероятных событиях, возможно воздействие как на персонал ИРТ, так и на сотрудников и студентов НЙЯУ МИФИ, а также на население территорий, прилегающих к реактору. Для оперативного анализа последствий аварии применялся стандартный подход определения переноса и выпадения радиоактивных продуктов, основанный на Гауссовой модели рассеяния в атмосфере с критериями устойчивости атмосферы по Пасквиллу. При вычислениях рассеяния радиоактивных продуктов учитывался радиоактивный распад и накопление дочерних продуктов, влажное и сухое осаждение.

Использовался консервативный подход, т.е. максимизировались как дозовые характеристики, так и значения плотности населения на территориях, подверженных воздействию потенциального аварийного выброса. Учитывались максимальная ожидаемая эффективная доза от внешнего облучения человека на местности и доза внутреннего облучения от ингаляционного поступления радионуклидов. В расчетах использовалась средняя скорость ветра 4.5 м/с, характерная для Москвы. Категория устойчивости атмосферы по Пасквиллу - А. Предполагалось, что направление ветра соответствует ситуации охвата распространяющимся облаком наибольшего количества населения. Плотность населения полагалась равной 104 чел/км2. Оценки пока-

зали, что для диапазона расстояний от реактора 100 - 500 м максимальная ожидаемая эффективная доза Е не превысит 5 мЗв в год (при постоянном, в течение года, пребывании сотрудника института на местности непосредственно около реактора), что соответствует индивидуальному риску г

г —р(Е)-грЕ, (12)

где р(Е) - вероятность события, приводящего к дозе Е, ге - коэффициент риска. Коэффициент риска (Е < 100 мЗв) равен гЕ = 5,7-10"21/чел-Зв (все население), р(Е) принималась равным 3,9-10"ю-3,Ы0'8-6,1-10"6год"1 - минимально возможным, наиболее возможным и максимально возможным значениям вероятности МПА ИРТ МИФИ. Результаты расчета индивидуального риска г (все население) при МПА ИРТ МИФИ приведены в табл. 2.

Для территорий, прилегающих к ИРТ МИФИ, максимальная ожидаемая эффективная доза не превысит 4,07 мЗв в год (при постоянном пребывании человека на местности вблизи реактора), что соответствует риску г = 7,19-Ю"12 год"1. В соответствии с нормами радиационной безопасности (НРБ-99/2009) эффективная доза для населения не должна превышать 5 мЗв в год, а риск 1,0-10"5 год"1.

Таблица 2

Индивидуальный риск г при МПА ИРТ МИФИ

S Удаление от реактора по оси следа, км Е г (ГОД1)

(зоны) (Зв) минимально возможный наиболее возможный максимально возможный

S, 0,1-0,5 4,07- 10J 9,05-10м 7,19-10 й 1,42-10"9

Sz 0,5-1 721-lff4 1,60-1014 1,27-Ю12 2,5Ы010

S3 1-2 1,93-Ю"4 4,29-Ю-'5 3,41-Ю-" 6,71-Ю"

2-3 6,24-10-' 1,39-Ю'5 1,10-1013 2,17-10""

Б5 3-4 3,28-10' 7Д9-10"'5 5,80-Ю-14 1,14-Ю"11

э6 4-5 2,10-10Г5 4,67-10"16 3,71-10" 7,30-10""

Б, 5-6 1,49-10"5 3,31-10"'6 2,63-Ю"14 5,18-Ю"12

Ба 6-7 1,18-10* 2,62-10"1в 2,09-10"м 4,10-Ю12

Б» 7-8 9,55'Ю-6 2,12-10"16 1,69- 1<ГМ 3,32-10"12

Бю 8-9 7,65-10"6 1,70-10"16 1,35-Ю14 2,66-10"'2

5м 9-10 6,50-106 1,44-Ю"16 1,15-Ю"14 2,26-10"12

8,2 10- 15 4,62-10"6 1,03-10'16 8,15-10"15 1,60-№'2

15-20 2,81-Ю"6 6Д4-10"" 4,96-10"15 9,75-10"13

Еще одной, часто используемой характеристикой опасного воздействия радиации на население является значение коллективного риска.

Коллективный риск Я для населения, подвергшегося воздействию облучения, рассчитан по формуле '

(13)

где - коллективная эффективная доза, р(8Е) - вероятность события, приводящего к дозе ге = 5,7-10"21/чел-Зв - коэффициент риска.

Коллективная эффективная доза Бе определялась по формуле

(И)

I

где Е,~ средняя эффективная доза для 1-й подгруппы людей, А', - число людей в 1-й подгруппе. р(Е) принималось равным - 3,9-10'1О-3,1-10'8-6,1-10"6год"1 - минимально возможным, наиболее возможным и максимально возможным значениям вероятности МПА ИРТ МИФИ. Результаты расчета коллективного риска К при МПА ИРТ МИФИ приведены в табл. 3.

Коллективный риск К при МПА ИРТ МИФИ

8 (зоны) Удаление от реактора по оси следа, км N (чел) Е О) БЕ (чел-Зв) Я (ГОД1)

минимально возможный наиболее возможный максимально возможный

0,1-0,5 10000 4,07-10"3 4,07-101 9,05-10"'° 7,19-Ю"8 1,42-10"5

Б: 0,5-1 11800 7,21-Ю-4 8,51-10° 1,89-10'° 1,50-10"8 2,96-10"6

1-2 47200 1,93-Ю-4 9,11-10" 2,03-10''° 1,61-Ю-8 3,17-10^

§4 2-3 157100 6Д4-10"5 9,80-10° 2,18'10"'° 1,7310-" 3,41-Ю"6

Я5 3-4 219900 3,28-10"5 7,21-10° 1,60-10'° 1,27-10"8 2,51-Ю"6

Эб 4-5 282700 2,10-10"5 5,94-10° 1,32-Ю'10 1,05-Ю"8 2,06-Ш"6

Б, 5-6 345600 1,49-Ю"5 5,15-10° 1,14-Ю'10 9,10-Ю"9 1,79-Ю'6

Б, 6-7 408400 1,18-Ю"5 4,82-10° 1,07-10"'° 8,52-10-' 1,68-Ю"6

в, 7-8 471200 9,55-10* 4,50-10° 1,00-10'° 7.95-10"' 1,56-10"6

8ю 8-9 534100 7,65-10"6 4,09-10° 9,0810'"' 7,22-Ю"' 1,42-Ю"6

Яи 9-10 596900 6,50-10-" 3,88-10° 8,62-Ю'19 6,86-10"' 1,35-10"6

в,2 10-15 3927100 4,62-10"6 1,81-Ю1 4,03-10-'° 3,20-Ю"8 6,30-10"*

Б» 15-20 5497800 2,8М0Л 1,54-1О1 3,43-10"' 2,72-10"8 5,36- Ю-4

Проведены также оценки риска ИРТ МИФИ при запроекгной аварии. В табл. 4 приведены результаты расчетов оценки индивидуального риска (все население), а в табл. 5 - результаты расчетов оценки коллективного риска.

Индивидуальный риск г для населения при занроектиой аварии ИРТ Ш1ФН

S (зопы) Удаление от реактора по оси следа, км Е (За) г (год-')

по техническим причинам по террористическим актам

S, 0,1-0,5 11,010"3 1,88-Ю16 4,64-10"7

s2 0,5-1 2,01-10"3 3,44-Ю17 8,50-10"8

S3 1-2 5,35-10^ 9,15-Ю'18 2,26-10'8

s* 2-3 1,71-Ю"4 2,92-Ю18 7,21-Ю''

S5 3-4 8,92-Ю"5 1,53-10'" 3,76-10'9

s6 4-5 5,80-105 9,91-Ю'" 2,44-10''

S7 5-6 4,14-Ю"5 7,08-Ю"15 1,75-Ю'9

s8 6-7 3,21-10'5 5,48-10'" 1,35-10'9

s9 7-8 2,55-10"5 4,36-Ю'19 ■ 1,08-10"9

Sio 8-9 2,11-Ю"5 3,60-10'" 8,88-10-'°

S.i 9-10 1,83-10'5 3,12-Ю'19 7,70-10"'°

s,2 10-15 1,30-Ю5 2,21-10"19 5,46-10'°

s„ 15-20 7,86-10"6 1,34-1019 3,32-10'°

Таблица 5

Коллективный риск R для населения при запроектной аварии ИРТ МИФИ

S Удаление от реактора по оси следа, км N Е R (год1)

(зоны) (чел) (Зв) по техническим причинам по террористическим актам

Si 0,1-0,5 10000 11,0-Ю"3 1,88-Ю"12 4,64-Ю"3

s2 0,5-1 11800 2,01-101 4,06-1013 1,00-Ю'3

s3 1-2 47200 5,35-Ю"4 4,32-10-" 1,07-10'3

s< 2-3 157100 1,71-Ю-* 4,59-10-" 1,13-Ю"3

3-4 219900 8,92-Ю'5 3,35-10'13 8,27-Ю-4

вб 4-5 282700 5,80-10'5 2,80-10"13 6,91-Ю"4

Э7 5-6 345600 4,14-10'5 2,45-10"'3 6,04-Ю"4

6-7 408400 ЗДЫО"5 2,24-Ю"" 5,52-10-"

7-8 471200 2,55-10"5 1,92-Ю13 5,07-Ю"4

вю СС ! 534100 2,11'Ю"5 1,86-1013 4,74-Ю-4

Эп 9-10 596900 1,83-10'5 8,70-1013 4,59-10"'

10-15 3927100 1,30-Ю"5 7,39-10" 2,15-Ю"3

вц 15-20 5497800 7,86-10-" 5,44-Ю"13 1,82-10"3

Пятая глава посвящена анализу полученных результатов. Использование вероятностного подхода при анализе надёжности и рисков ИРТ МИФИ позволяет получить только точечные оценки, использование же нечёткого подхода дает не только точечные оценки надёжности и риска, но и их возможный разброс. Сравнение результатов, полученных по этим двум подходам, позволяет сделать вывод, что точечные значения частот останова реактора и значений риска по вероятностному подходу совпадают с соответствующими наиболее возможными значениями по нечеткому подходу при использовании операторов, реализующих формулы (6) и (9).

В случае максимальной проектной аварии ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду эффективные дозы для населения при консервативном подходе не превысят пределов доз по НРБ-99/2009. Значения индивидуального риска на много порядков ниже допустимого.

При запроектной аварии ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны эффективные дозы в зоне проживания населения (за пределами 500 м от реактора) при консервативном подходе также не превышают пределы доз для населения по НРБ-99/2009. Значения индивидуального риска на порядки ниже допустимого.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Сформирована база данных по частотам отказов элементов ИРТ.

2. Разработан набор деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций для ИРТ МИФИ.

3. Проведена оценка частот останова реактора ИРТ МИФИ с использованием вероятностного подхода на основе построенных деревьев отказов.

4. Проведена оценка частот останова реактора ИРТ МИФИ с использованием нечеткого подхода на основе построенных деревьев отказов.

5. Оценена частота максимальной проектной аварии ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе деревьев отказов.

6. Оценена частота запроектной аварии ИРТ МИФИ.

7. Проведены оценки индивидуальных доз и индивидуального риска для всего населения и взрослых при максимальной проектной аварии ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

8. Получены оценки коллективного риска всего населения и взрослых при максимальной проектной аварии ИРТ МИФИ с расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

9. Проведены оценки индивидуальных доз и индивидуального риска для всего населения и взрослых при запроектной аварии ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

10. Получены оценки коллективного риска всего населения и взрослых при запроектной аварии ИРТ МИФИ с расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

11. Проведен анализ полученных результатов и их сравнение с рекомендуемыми в НРБ-99/2009 значениями индивидуальных доз и риска. Показана возможность сохранения работающего реактора в пределах городской застройки.

Основные публикации по теме диссертации

1. Коетерев В.В., Аунг Тхут Вин. Оценка риска транспортировки ОЯТ с использованием вероятностных и нечетких моделей // Научная сессия МИФИ — 2007, том 5, М.: МИФИ, 2007, с. 114-115.

2. Коетерев В.В., Аунг Тхут Вин. Нечетко-вероятностное распределение для задач оценки риска // X Международная конференция: Тезисы и докладов, Обнинск-2007, с. 16-17.

3. Коетерев В.В., Аунг Тхут Вин. Нечеткие модели оценки безопасности исследовательских реакторов // Научная сессия МИФИ - 2008, том 3, М.: МИФИ, 2008, с. 151.

4. Коетерев В.В., Аунг Тхут Вин, Чижов К. А. Оценка надёжности исследовательских реакторов типа ИРТ // Научная сессия МИФИ - 2009. Аннотация докладов, том 1, М.: МИФИ, 2009, с. 109.

5. Коетерев В.В., Аунг Тхут Вин. Оценка риска исследовательского реактора МИФИ с использованием нечеткого подхода // XII Международная конференция по мягким вычислением и измерениям (SCM - 2009) - 2009, с. 170-173.

6. Аунг Тхут Вин, Коетерев В.В. Оценка риска исследовательского реактора МИФИ // XI Международная конференция по безопасности АЭС и подготовке кадров: Тезисы и докладов, том 2,0бнинск-2009, с. 38-39.

7. Аунг Тхут Вин, Коетерев В.В., Чижов К.А., Портнов A.A. Оценка надёжности исследовательского реактора МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов // «Естественные и технические науки», 2009, № 3, с. 53-56.

Подписано в печать:

23.03.2010

Заказ № 3436 Тираж - 100 экз. Печать трафаретная. Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское ш., 36 (499) 788-78-56 www.autoreferat.ru

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЯ.

1Л. Методы оценки надёжности и риска при эксплуатации АЭС.

1.2. Неопределёности вероятностного анализа риска.

1.3. Главные типы неопределённости.

1.4. Различные типы неопределенности в вероятностном анализе риска (ВАР).

1.5. Обработки неопределенности в ВАР.

1.6. Применение теории нечетких множеств для оценки риска ИРТ с использованием дерева отказов.

Выводы к главе и постановка задачи исследования.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ ТИПА ИРТ И ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИФИ.

2.1. Исследовательские реакторы типа ИРТ

2.2. Общее описание реактора МИФИ.

2.2.1. Режим работы.

2.2.2. Общая компоновка основных сооружений и оборудования.

2.2.3. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности по рекомендации МАГАТЭ.

2.2.4. Свойства безопасности систем и элементов нормальной эксплуатации.

2.3. Сравнение основных характеристик ИРТ МИФИ с другими установками.

ГЛАВА 3. ОЦЕНКА ВОЗМОЖНЫХ НЕПЛАНОВЫХ ОСТАНОВОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИРТ МИФИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ВЕРОЯТНОСТНОГО И НЕЧЕТКОГО ПОДХОДОВ.

3.1. Дерево Отказов.

3.1.1. Преимущества дерева отказов.

3.1.2. Недостатки дерева отказов. 3.1.3. Логические символы и символы событий.

3.2. Вероятностные модели оценки частот отказов • исследовательских реакторов.

3.3. Оценки частот внеплановых остановов исследователького реактора МИФИ.:.

3.3.1. Данные по оценкам отказов элементов ИРТ МИФИ.

3.3.2. Оценка частот событий, приводящих к аварии.

3.3.3. Оценка возможных остановов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного подхода.

3.4. Нечеткие модели оценки частоты отказов исследовательских реакторов.

3.4.1. Оценка останова исследовательского реактора МИФИ с использованием нечеткого подхода.

3.4.2. Оценка частот останова ИРТ МИФИ исопутствующие события с использованием вероятностного и нечеткого подходов.

3.5. Оценка запроектной аварии ИРТ МИФИ.

Выводы по главе.З.

ГЛАВА 4. ОЦЕНКА ДОЗОВЫХ НАГРУЗОК И РИСКА ПРИ АВАРИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА МИФИ.

4.1. Оценка дозовых нагрузок и радиационного риска в случае гипотетической аварии с расплавлением активной зоны.

4.2. Оценка индивидуального риска ИРТ МИФИ.

4.3. Оценка коллективного риска ИРТ МИФИ.

Выводы по главе.4.

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ.

В результате аварии на атомной электростанции может погибнуть значительное количество людей [1]. Последствия в финансовом отношении могут также быть катастрофическими. Авария в 1986 г. на чернобыльской атомной электростанции стоила бывшему Советскому Союзу в три с лишним .' раза больше, чем суммарный экономический эффект, накопленный в результате работы всех советских АЭС, эксплуатировавшихся в 1954-1990 г.г. [2].

Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей повышение надёжности оборудования и снижения степени риска чрезвычайной ситуации. Управление безопасностью, надёжностью и риском ядерных реакторов составляет важную сферу деятельности как государственных органов управления на всех уровнях, так и административного аппарата производственных объектов. Основной целью такого управления являются установление и поддержание научно обоснованного приемлемого уровня безопасности, надёжности и риска при техногенных и природных воздействиях.

Важная роль в управлении риском отводится информационной технологии управления. безопасностью, надёжностью и риском, фундаментальным компонентом которой является аналитическая деятельность. Правильная интерпретация информации о состоянии и функционировании объектов и структур, об их взаимосвязях, а также о геофизических и других явлениях и процессах обеспечивается их корректным описанием с применением соответствующего ' математического аппарата. Выбор соответствующего математического аппарата зависит от типа используемой информации и характера'конечного результата. В настоящее время, в основном, применяется аппарат теории вероятностей и математической статистики, что, прежде всего, резко ограничивает тип обрабатываемой информации и приводит порой к неадекватному восприятию окружающей обстановки, а порой к некорректным результатам. На такие ограничения влияет не только тип исходной информации, но и отсутствие таковой.

При расчете надёжности и риска часто приходится оперировать с данными, которые имеют характер нечеткости и которые нельзя назвать статистическими. Для получения адекватных результатов обработки информации необходим корректный учет неопределенностей таких параметров. Для того чтобы корректно учитывать неопределенности нечетких параметров используется нечеткое моделирование, позволяющее получать более адекватные результаты по сравнению с результатами, которые основываются на использовании традиционных аналитических моделей и алгоритмов.

Исследовательские реакторы составляют важную составную часть в исследованиях физики реакторов, радиационной физики твердого тела, радиоционной медицины и.т.д. Они строились на окраине городов, но города •разрастались и исследовательские реактроы оказывались в центре крупных жилых массивов, поэтому повышение их безопасности является необходимой составной частью задачи повышения безопасности атомной энергетики.

Например, исследовательский реактор ИРТ МИФИ располагаеться в пределах жилой застройки, что вызывает естественную обеспокоенность населения, поэтому оценка их надежности и риска необходимы как для демонстрации возможности их эксплуатации, так и управления безопасностью подобных объектов.

Цель работы

Целью работы являлась разработка моделей для оценки риска исследовательских реакторов типовых (ИРТ). • Задачи исследования:

• проведение поиска статистических данных по частотам отказов элементов ИРТ;

• разработка совокупности деревьев отказов для оценки частоты отказов элементов и систем ИРТ, для которых отсутствуют статистические данные;

• разработка набора деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций для оценки частоты отказов ИРТ;

• разработка нечеткого подхода для оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• выбор операторов для описания логических символов «И» и «ИЛИ» для реализации нечеткого подхода оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• проведение расчетов по оценке частоты отказов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов.

• проведение оценки риска ИРТ МИФИ при максимальной проектной • аварии (МПА) с использованием вероятностного и нечеткого подходов.

• проведение оценки риска ИРТ МИФИ при запроектной аварии.

Актуальность работы

Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей повышения надёжности оборудования и уменьшения риска чрезвычайных ситуаций. Оценка и управление риском исследовательских реакторов - важная составляющая этой проблемы. Разработка адекватных математических моделей для оценки риска исследовательских реакторов и проведение оценок с их использованием являются необходимой составляющей как для получения .паспорта безопасности этих опасных объектов, так и для принятия решений об их дальнейшем использовании.

При .оценке надёжности и риска ИРТ приходится сталкиваться со • значительным количеством неопределенностей. На практике, как правило, независимо от характера информации, предполагают ее случайный (вероятностный) характер, что обуславливает использование теории вероятностей как базовой теории для оценки риска. При этом на практике в силу отсутствия необходимой информации и нетривиальности ее обработки на функциональном уровне используют точечные оценки параметров. При этом не все параметры, характеризующие риск, имеют случайный характер: ряд параметров имеет нечеткую природу. Обработку нечетких переменных целесообразно проводить в рамках нечеткого подхода, с использованием ■базовой теории нечетких множеств. Резонность подобного подхода к обработке неопределенной информации объясняется и тем, что при этом вычисления проводятся на функциональном уровне, поэтому неопределенности входных параметров описывается выбранной функцией, и результатом вычислений естественным образом также является функция, ширина которой и характеризует неопределенность результата.

Поэтому работы, связанные с разработкой математических моделей для оценки риска исследовательских реакторов, которые позволяют получать адекватные оценки риска, находить проблемные места, принимать меры, повышающие безопасность, являются весьма актуальными.

Научная новизна работы

На основании проведенных исследований:

• сформирована база данных по частотам отказов элементов ИРТ;

• разработан набор деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций ИРТ;

• разработан нечеткий подход для оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов; предложены операторы для описания логических символов «И» и «ИЛИ» на базе Т-норм и Т-конорм для реализации нечеткого подхода оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов; проведены расчеты по частотам возникновения аварий ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов; проведены оценки риска ИРТ МИФИ при максимальной проектной аварий с использованием вероятностного и нечеткого подходов; проведены оценки риска ИРТ МИФИ при запроектной аварии.

Назащиту выносятся набор деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций ИРТ. результаты анализа и обработки данных по исходным отказам элементов и систем ИРТ МИФИ. результаты расчета частот отказов элементов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов. результаты оценки риска максимальной проектной аварии для ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов, результаты оценки риска запроектной аварии для ИРТ МИФИ.

Практическая значимость

Практическая значимость на основании проведенных исследований:

• сформирована база данных по частотам отказов элементов ИРТ для расчетов оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов, которую можно использовать при оценке безопасности иных ИРТ, и разработан набор деревьев отказов, моделирующих сценарии аварийных ситуаций на базе вероятностного и нечеткого подходов, который позволяет оценивать частоты отказов элементов оборудования и систем ИРТ;

• проведены оценки риска максимальной проектной и запроектной аварий для ИРТ МИФИ. По полученным результатам определены степень опасности ИРТ МИФИ и показана возможность сохранения работающего реактора в пределах городской застройки;

• результаты работы использованы при разработке паспорта безопасности МИФИ, который необходим для получения лицензии на продолжение эксплуатации ИРТ МИФИ, а также для определения страховых взносов при промышленном страховании потенциально опасных объектов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 178 страницах, содержит 53 рисунка и список цитируемой литературы из 87 наименований.

Выводы по главе.4.

• Проведена оценка эффективных доз и индивидуальных рисков для населения и взрослых при максимальной проектной аварии реактора ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду с использованием нечеткого подхода.

• Проведена оценка коллективных доз и коллективных рисков для населения и взрослых при максимальной проектной аварии реактора ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду с использованием нечеткого подхода.

• Проведена оценка эффективных доз и индивидуальных рисков для населения и взрослых при запроектной аварии реактора ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Проведена оценка коллективных доз и коллективных рисков для населения и взрослых при запроектной аварии реактора ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Проведен анализ полученных результатов оценки риска для населения и взрослых при максимальной проектной аварии реактора ИРТ МИФИ с расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду по НРБ-99/2009.

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ

Использование вероятностного подхода при анализе надёжности и риска ИРТ МИФИ позволяет получить только точечные оценки, использование же нечёткого подхода дает не только точечные оценки надёжности и риска, но и их возможный разброс. Сравнение результатов, полученных по этим двум подходам, позволяет сделать вывод, что точечные значения частот останова реактора ,и значений риска по вероятностному подходу совпадают с соответствующими наиболее возможными значениями по нечеткому подходу с использованием операторов, реализующих произведение (для ТР) и вероятностную сумму для Sp — табл. 3.5. Результаты же, полученные при нечетком подходе с использованием логики Заде (минимум для Тм и максимум для SM) для значений частот останова реактора (средние значения) в ряде случаев не совпадают с результатами по вероятностному подходу - табл. 3.6, причем расхождение может достигать нескольких порядков. Для № 3 и 4 средние значения близки к результатам при вероятностном подходе.

Результаты табл. 3.5 показывают, что наибольшую вероятность отказа .2.1* 10"4 имеет останов реактора без сопутствующих событий (максимально возможная вероятность этого события - 1.7*10'"). При останове реактора без сопутствующих событий не произойдёт повреждение топлива и активной зоны, и радиационная обстановка в помещении реактора останется на безопасном уровне. Отметим, что большой вклад в значение частоты отказов даёт частота заклинивания органов управления СУЗ, оцененная по формуле (3.5).

Анализ таблицы 3.5 позволяет сделать вывод, что при отказе ИРТ с наибольшей вероятность (кроме останова без сопутствующих событий) может произойти превышение ДМД (А) на площадке реактора или частичное повреждение топлива. События, приводящие к данным отказам, - это сход ТВС со штанги и течи 1-го контура при отказе автоматических систем защиты и ошибки действия персонала.

Значение частоты максимальной проектной аварии, полученное при консервативной оценке (Pi3)[Koncj = 6.1* 10"6, находится в пределах, установленных МАГАТЭ [87], по которому частота повреждения активной зоны реактора должна быть не выше 10~5 в год. Оценка наиболее возможного значения частоты МПА дает значение 3.1*10"8, что удовлетворяет требованиям МАГАТЭ для новых атомных реакторов (частота повреждения активной зоны реактора должна быть ниже 10"6 в год).

Значительный вклад в значение частот отказов оказывают элементы 1 и 2-го контуров - выход из строя насосов, дефекты в трубопроводах, а также разгерметизация ТВЭЛов. Использование более прочных трубопроводов и запасных насосов позволит снизить частоту данных отказов.

Частота разгерметизации хранилища ОТВС пренебрежимо мала.

В случае максимальной проектной аварии ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду средняя максимальная ожидаемая эффективная доза (в радиусе 500 метров) не превысит 4.07 мЗв в год (при постоянном пребывании

• 12 1 человека на местности),' что соответствует риску 7.19*10" год". В соответствии с нормами радиационной безопасности (НРБ-99/2009) [86] индивидуальная эффективная доза для населения не должна превышать 5 мЗв в год, а риск- 5.0*10"5 год"1. Таким образом, максимальная ожидаемая эффективная доза даже при консервативном подходе ниже допустимой, а индивидуальный риск примерно на семь.порядков ниже.

При запроектной аварии ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны эффективные дозы в области жилой застройки (за пределами зоны 400 м от реактора) не превышают пределы доз по НРБ-99/2009 для населения." Значения индивидуального риска г = 7.89*10" примерно на два порядка ниже допустимого. Полученные значения доз заведомо ниже уровней облучения, при которых необходимо вмешательство в случае радиационной аварии [86]: 1 Гр на все тело за двое суток; 30 мЗв в месяц для начала временного отселения; 5 мГр на все тело за первые 10 суток.

Проведенные исследования позволяют рекомендовать для задач оценки вероятности отказов и риска исследовательских реакторов использовать наряду с вероятностным подходом и нечеткий подход, позволяющий учитывать неопределенности входных параметров и получать оценки в виде функций принадлежности, полностью характеризующих искомые значения. При этом для математической реализации в деревьях отказов логических символов «И» и «ИЛИ» целесообразно использовать Т-норму (произведение) и Т-конорму вероятностная сумма), обеспечивающих простую интерпретацию результатов в сравнении с вероятностным подходом.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Разработаны модели для оценки риска исследовательских реакторов.

Проведена, оценка частоты отказов риска ИРТ МИФИ методом дерева отказов с использованием вероятностного и нечеткого подходов. "

Подготовлена база данных по отказам элементов и систем ИРТ (табл. 3.2).

Она позволяет оценить частоту отказа тех или иных элементов и реактора в целом, даёт представление о возможных исходных событиях при аварийной ситуации. Благодаря построенным деревьям отказа, удалось систематизировать связи различных элементов и узлов.

Даже при консервативной оценке вероятность максимальной проектной аварии ниже, рекомендованной МАГАТЭ для атомных реакторов. По международной шкале происшествий, аварийные случаи на данном реакторе относятся к низшей 2-ой или 3-ей категориям.

Получена верхняя оценка вероятности запроектной аварии.

Полученные результаты позволили выявить элементы, которые оказывают существенный вклад в общую оценку частот отказов, что в дальнейшем может служить информацией для модернизации и повышения надежности реактора.

Анализ результатов показывает, что даже в случае запроектной аварии

ИРТ МИФИ с выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду эффективные дозы и при консервативном подходе не превысят пределов доз по НРБ-99/2009 для населения. Значения индивидуального риска значительно ниже допустимого.

Проведен ВАР по классической и новой методике, что позволило представить документы на получение лицензии МИФИ для эксплуатации ИРТ. Результаты работы могут позволить уменьшить сумму страхования ИРТ как потенциально опасного объекта.

1. Richard L. Hudson, "Cost of Chernobyl Nuclear Disaster Soars in New Study", Wall Street Journal, March 29,1990.

2. В. А. Климов-, В. В. Лесных, Н. Н. Радаев. Основы анализа и управление риском в природной и техногенной сфере. 2004. с-347.

3. Оценка и управление природными рисками// Материалы Общероссийской конференции "риск-2000".- М.:Анкил, 2000.-478с.

4. Природные опасности. Геокриологические опасности/ Под ред. Л.С. Гарагуля, Э.Д. Ершова.-М.: КРУК, 2000.-316 с.

5. Природные опасности. Оценка и управление природными рисками/ Под ред. А. Л. Рагозина.- М.: КРУК, 2003 .-242с.

6. Природные опасности. Природные опасности и общество/ Под ред. В. А. Владимирова, Ю. Л. Воробьева, В. И. Осипова.- М.: КРУК, 2002.-248с.

7. Природные опасности. Сейсмические опасности/ Под ред. Г. А. Соболева. — М.: КРУК, 2000.-296с.

8. В. А. Акимов, В. JI. Лапин, В. М. Попов, В; А. Пучков, и др. Надёжность технических систем и техногенный риск. — М.: Деловой экспресс, 2002.-368с.

9. В. В. ЛеСных. Анализ риска и механизмов возмещения ущерба от аварий на объектах энергетики. Новосибирск, Наука, 1999.-251с.

10. Элементы теории риска эксплуатации потенциально опасных объектов. Радаев. Н. Н. М.: РВСН, 2000.- 323с.

11. Хенли Э. Дж, Кумамото X. Надёжность технических систем и оценка риска.- М.: Машиностроение, 1981.-526с.

12. Стратегические риски чрезвычайных ситуаций: оценка и прогноз/ Материалы VIII Всероссийской научно-практической конференции.- М.: МЧС России 2003.

13. Гранатуров В. М. Экономический риск: сущность, методы измерения, пути снижения. М.: Дело и сервис, 2002.

14. Риск-менеджмент/ Под ред. И. Юргенса. М.: Дашков и К,2003.■

15. Тэнман Л. Н. Риски в экономике.-М.: ЮНИТИ-ДАНА. 2002.

16. Хохлов Н.В. Управление риском. М.: ЮНИТИ, 2001.

17. Чернова Г. В, Кудрявцев А. А. Управление рисками.- М.: Проспект, 2003.

18. Шахов В. В., Медведев В. Г, Миллерман А. С. Теория и управление рисками в страховании. М.: Финансы и статистика, 2003.

19. Субботин С. Риск как неизбежное и необходимое условие развития // Ядерное общество, 2000, №4. С. 20-23.

20. Основные принципы безопасности АЭС (Отчет международной консультативной группы по ядерной безопасности). Госатомнадзор СССР Информационный бюллетень 2(7). М., 1988. 92 с.

21. Общие "положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97 . ПНАЭ-Г-1-011-97 /Госатомнадзор СССР. М.: Энергоатомиздат, 1997. 48 с (Правила и нормы в атомной энергетике).

22. Солонин В.И. Безопасность и надежность реакторных установок- Учебное пособие. М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 1996. 79 с.

23. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок) /В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др. М.: Энергоатомиздат, 1993. 348 с.

24. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения /Ю.В. Швыряев, А.Ф. Барсуков, AJI. Деревянкин и др. М. ИАЭ км. Ив. Курчатова, 1992. 226 с.

25. NUREG-75/014, "Reactor Safety Study," WASH-1400 (U.S. Nuclear Regulatory Commission, October 1975).

26. NUREG/CR-2300, "PRA Procedures Guide" (American Nuclear Society andthe Institute of Electrical and Electronics Engineers, January 1983).

27. NUREG/CR-2728, Interim Reliability Evaluation Program Procedures Guide (Sandia Natural Laboratories, March 1983).

28. McCormick, N.J. Reliability and Risk Analysis (Academic Press, New York, 1981).

29. А. Леоненков. «Нечеткое моделирование в среде MATLAB и fuzzyTECH», С.-Петербург, 2003.

30. NISHIWAKI, Y., et al., Accidents and human factors, Risks and Benefits of Energy Systems, IAEA, Vienna(1984) 441-463.

31. NEGOITA, C.V., RALESCU, D.A., Applications of Fuzzy Sets to Systems Analysis, Birkhauser, Basel (1975).

32. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Reactor Safety Study, WASH-1400. Office of Nuclear Reactor Regulation, Rep. NUREGr 75/014 (1975) (Rasmussen Report).

33. BJORK, L., Problems of Risk Assessment, National Central Bureau of Statistics (ScB), Stockholm (Aug. 1983)

34. SPEED, T.P. Negligible Probability and Nuclear Reactor Safety, Another Misuse of Probability? Department of Mathematics, University of Western Australia, Perth (1977)

35. ESTERLING, R.G., Statistical Problems in the Assessment of Nuclear Risks, Annu. Mtg.American Statistics Association (Aug. 1980).

36. DUBOIS, D., PRADE, H., Fuzzy Sets and Systems, Theory and Applications, Academic Press, New York (1980).

37. ONISAWA. Т., SUGENO, M., NISHIWAKI, Y., et al., Fuzzy Measure Analysis of Public Attitudes Towards the Use of Nuclear Energy, Lecture on Risk Assessment Project, IIASA/IAEA, 1984.

38. S.WAIN, AD., GUTTMAN, HE., Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, Rep. NUREG/CR-1278, Battelle Columbus Laboratories, Columbus, OH (1978).

39. TERANO, Т., SUGENO, S., Conditional fuzzy measures and their applications, Fuzzy Sets and their Application ( ZADEH. L.A., FU, K.S., TANAKA, K., SHIMURA, M., Eds). Academic Press, New York (1975). 151-170.

40. TERANO, Т., MURAYAMA, Т., AKIYAMA, Human reliability and safety evaluation of man-machine systems, Automatic 19 (1983) 719-722.

41. TSUKAMOTO, Y TERANO, Т., AKIYAMA, N., Failure diagnosis by using fuzzy logic", Proc. 16th Symp. Adaptive Processes, Vol. 2 (1977) 1390-1395.

42. TSUKAMOTO, Т., Fuzzy logic based on Lukasiewicz logic and its application to diagnosis and control, Doctoral Dissertation, Tokyo Institute of Technology, 1979.

43. SANCHEZ, E., Resolution of composite fuzzy relations equations, Inf. Control 30(1976)38-48.

44. TANAKA, H., et. al., Fault-tree analysis by fuzzy probability, IEEE Trans. Reliab. R-32 5 (Dec. 1983).

45. B.B. Костерев, Надежность технических систем и управление риском: учебное пособие. М.: МИФИ, 2008 - 280 с.

46. USSR Report on the Chernobyl Accident to the IAEA Experts Meeting, Vienna, 25-29 August 1986.

47. Summary Report on the Post-Accident Review Meeting on the Chernobyl Accident, IAEA, Vienna, 1986.

48. NISHIWAKI, Y., Biophysical interpretation of the biological actions of radiation ( Proc. Int. Genetics Symp. Tokyo, №.271, 1956), Musashi Institute of Technology Press, Kawasaki(1960); J. Radiat. Res., Chiba, Japan (1961) 21-22.

49. NISHIWAKI, Y.,et al., Accidents and human factors, Risks and Benefits of Energy Systems ( Proc. Symp. Julich, 1984), IAEA, Vienna(1984) 441-63.

50. Типовой проект ТП-3304-М, Москва, 1960-1961 г.г.

51. Труды совещания специалистов по обмену опытом реконструкции исследовательских реакторов в странах членах СЭВ. Центральный научно-исследовательский институт информации и технико-экономических исследований по'атомной науке и технике, Москва, 1984.

52. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Research Reactors, IAEA Safety Standards Series No. NS-R-4, Vienna (2005).

53. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report, Safety Series No.-35-G1, IAEA, Vienna (1994).

54. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors, Safety Series No. 35-G2, IAEA, Vienna (1994). '

55. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Accident Analysis for Nuclear Power Plants, Safety Reports Series No. 23, IAEA, Vienna (2002).

56. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety, of New and Existing Research Reactor Facilities in Relation to External Events, Safety Reports Series No. 41, IAEA, Vienna (2005).

57. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection, 2007 Edition, IAEA, Vienna (2007).

58. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Management System for Facilities and Activities, IAEA Safety Standards Series No. GS-R-3, IAEA, Vienna (2006).

59. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Application of the Management System for Facilities and Activities, IAEA Safety Standards Series No'. GS-G-3.1, IAEA, Vienna (2006).

60. Павленко В. И. Оценка радиационных последствий аварий на исследовательских реакторах, ИАЭ, 1987.

61. ГОСТ Р 22.0.02-94. Безопасность в чрезвычайных ситуациях. Термины и определения основных понятий. Текст. Введ. 1994—12—22. — М.: Госстандарт РФ, 1994. №327.

62. Yacovy. Haimes. Risk Modeling, Assessment and Management Second Edition, a John Wiley & Sons, INC., publication. 2004.

63. Harmanec D., Klir G.J. On Information - Preserving Transformations. - Int. J. General Systems, 1997, Vol. 26(3), pp. 265-290.

64. Неве, Ж. Математические основы теории вероятностей Текст. / Ж. Неве; Пер. с фр. М.: Мир, 1969. - 312 с.

65. Исследовательский ядерный реактор ИРТ МИФИ. Отчет по обоснованию безопасности. 609 Я.00.06-00Б-5. Москва 2006 г.

66. Клемин А. И.// Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов Текст. / А. И. Клемин. М.: Атомиздат, 1973. - 304с.

67. Ayyub, Bilal М.// Risk analysis in engineering and economics Text. /Bilal M. Ayyub. Boca Raton: Chapman & Hall //CRC, 2003. - ISBN 1-58488-395-2.

68. JI. Н. Александровская, И. 3. Аронов, А. И. Улизаров и др.// Статистические методы анализа безопасности сложных технических систем: Учебник/ Под ред. В. П. Соколова. М.: Логос. 2001.С-232.

69. OREDA. Offshore Reliability Data Book 4th Edition. OREDA participants. 2002. pages 835.

70. Аверкин A.H., Костерев В.В.// Триангулярные нормы в системах искусственного интеллекта Текст. / Известия академии наук. Теория и системы управления.- 2000, № 5, -с. 116-128.

71. Аверкин А.Н., Батыршин И. 3, Блишун А.Ф., Силов В.Б., Тарасов В.Б.// Нечеткие множества в моделях управления и исскусственного интеллекта. Москва «НАУКА», 1986.

72. Костерев В.В., Аверкин А.Н., Болятко В.В. Методы приближенных рассуждений в интеллектуальных системах оценки риска Текст.: Сборникдокладов международной конференции по мягким вычислениям и измерениям SCM-2001-, Санкт-Петербург, 2001, -с. 180-185.

73. Крамер Э. У. Ядерные реакторы с кипящей водой. М.: Атомиздат, 1967.

74. Ерлыкаев А. И. Simposium on Research reactor Safety Operations and Modifications. - IAEA, Vienna, 1989, v. 2, p. 716-717.

75. Nyer W. et al. Reactor excursion. -Доклад P/283, 2-ая Международная конференция по мирному использованию атомной энергии, 1964.

76. Barton С. J., Parker С. W. et al Nuclear Program Semiann/ - Progr. Rev. ORNL-3483, 1963, p. 32.

77. Nuck K., Nedelik A. -Tech. Doc. 517/AppB, IAEA, Vienna, 1989.

78. Смирнов А. Й. и др. Отчет ИАЭ, инв. № 60/215,1986.

79. Rasmussen С. Е., Ide К. et al. In proceeding of Inter. Symp. on Reactor Safety, Operation and Modification, v. 2 p. 303, 1989.

80. Гусев Н.Г., Беляев В.А.// Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник -М.: Энергоатомиздат, 1986.

81. Нормы Радиационной безопасности (НРБ-99/2009), //Минздрав России, 2009.

82. Содействие повышению безопасности на ядерных установках Текст. — В.: Международное агентство по атомной энергии, 2003. 4 с.function varargout = Fuzzy(varargin) % Last Modified, by GUIDE v2.5 23-Feb-2008 21:49:55

83. X=calculateX(handles); A=getValue(firstType,first,X); B=getValue(secondType,second,X); result=calculating(A,B,X,OperationType)function result=calculating(A,B,X,OperationType)

84. X = linspace(minx, maxx, pointn); %--------------------------------------------------—function V=getV alue(TypeObj, ValObj ,X) switch Typ^Obj case 'Gauss'

85. V = gaussmf(X, ValObj); % Gaussian fuzzy case 'Triangle'

86. V=trimf(X, ValObj); % Triangle fuzzy case 'Trapezium' •

87. One=str2num(get(handles.ediOne,'String')); . Two=str2num(get(handles.ediTwo,'S(ring')); %Analizing the First Qbject Input Types if size(One)==l 2. '

88. FirstObjectType-Gauss'; elseif size(One)==l 3.

89. FirstObjectType-Triangle'; elseif size(One)==l 4.

90. Fi'rstObj ectType='Trapeziu m';elsedisplay('Object Type Error!'); end

91. Analizing the Second Object Input Types if size(Two)==l 2.

92. SecondObjectType='Gauss'; elseif size(Two)==l 3.

93. SecondObjectType='Triangle'; elseif size(Two)==l 4.

94. SecondObj ectType='Trapezium';elsedisplay('Object Type Error!'); end

95. Analizing The Operation Type if get(handles.optSum,'Value')

96. CalculateType—su m'; elseif get(handles.optSub,'Value')

97. CalculateType-'sub'; elseif get(handles.optMul,'Value')

98. CalculateType='prod'; elseif get(handles.optDiv,'Value')

99. CalculateType-div'; end %solveif get(handles.axsGraph,'UserData')==01. SecondObjectType=0; • end

100. X,RA,RB,mainResult.=solveFuzzy(FirstObjectType,. SecondObj ectType,. One,. Two,.

101. YLim',scaleAxs(4) scaleAxs(3).); grid on; plot(X,RA,'r');grid on; plot(X,RB,'g');grid on; plot(X,mainResult,'b');grid 011; if get(handles,axsGraph,'UserDaia') ==0

102. BB=get(handles.cmdFile2,'UserData');1. B=BB(:,2); ' ■1. X=AA(:,1);display( size(A));display( size(B));display( size(X));

103. Analizing The Operation Typeif get(handles.optSum,'Value')

104. CalculateType—sum'; elseif get(handles.optSub,'Value')

105. CalculateType='sub'; elseif get(handles.optMul,'Value') ' CalculateType-prod'; elseif get(handles.optDiv,'Value')

106. CalculateType='d i v'; . endmainResult=calculating(A,B,X, CalculateType); DrawGraph(handles,.' X,.1. A,. .— Random inputfunction mnuRandomCallback(hObject, eventdata, handles)

107. FirstObj ectType-random 1';

108. SecondObjectType~'random 2';1. AA=-rand(501);1. A=abs(AA(l.:));1. BB=rand(501);1. B=abs(BB(l.:));

109. SecondObjectType-Load datal'; AAA=get(handles.ediOn6,'String'); A=AAA(:,2);

110. BBB=get(handles.cmdFilel,'UserData'); •1. B=BBB(:,2);1. X=AAA(:,1);display{ size(A));display( size(B));display( size(X));

111. JoAnalizing The Operation Typeif get(handles.optSum,'Value')

112. CalculateType='sum'; elseif get(handles.optSub,'Value')

113. Hint: get(hObject.'Yalue') returns toggle state of optSub2.function varargout = Fuzzymaxmin