автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ «НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ, ПРОЕКТНО-КОНСТРУКТОРСКИЙ И ИЗЫСКАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ»

ШВЫРЯЕВ ЮРИЙ ВАСИЛЬЕВИЧ

ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ С РЕАКТОРАМИ ВВЭР

Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

УДК 621.039.586

На правах рукописи

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва-2004

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт «Атомэнергопроект»

Официальные оппоненты - доктор технических наук, профессор

Ершов Геннадий Алексеевич,

доктор физико-математических наук, профессор Исламов Рустам Талгатович,

доктор технических наук, профессор Острейковский Владислав Алексеевич.

Ведущая организация - Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России.

Защита состоится «¿я^>> 2004 г. в /Г часов на

заседании диссертационного совета Д 002.070.01 в Институте проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН) по адресу: 115191, г. Москва,ул. Б.Тульская, дом 52.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИБРАЭ РАН.

Автореферат разослан > ^^¿^^>£¿£-2004

Ученый секретарь диссертационного совета к.т.н.

В.Е.Калантаров

Общая характеристика работы

Актуальность работы. Атомные станции (АС) вследствие накопления в процессе эксплуатации значительных количеств радиоактивных продуктов и наличия принципиальной возможности выхода их при авариях за предусмотренные границы представляют собой источник потенциальной опасности или источник риска радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. Степень радиационного риска прямо зависит от уровня безопасности АС, которая является одним из основных свойств АС, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии.

В соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ-88/97 понятие (или термин) «Безопасность АС» определено как «свойство АС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами».

На большинстве эксплуатируемых в настоящее время АС используются реакторы водоводяного типа (ВВЭР, PWR). Как показывает мировой опыт, АС с такими реакторами представляют собой источники энергии, удовлетворяющие самым жестким экологическим требованиям в условиях их нормальной эксплуатации. Потенциальная опасность возникает при авариях, в процессе которых накопленные в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) и теплоносителе 1-го контура радиоактивные продукты могут выходить за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации пределы.

Аварии относятся к категории случайных событий, которые характеризуются размерами последствий и величинами вероятностей их реализации. Понятие аварии составляет фундаментальную основу безопасности, как внутреннего свойства АС, и определяет вероятностную природу этого свойства.

Актуальность темы диссертации обусловлена наличием объективно существующей научной проблемы, заключающейся в отсутствии целостной отработанной методологии разработки ВАБ для действующих и проектируемых АС, в том числе общей вероятностной модели безопасности, а также комплекса методов выполнения отдельных задач по отбору и группировке исходных событий (ИС), разработке вероятностных моделей для определения полных множеств конечных состояний АС, проведению анализов надежности систем с учетом всех особенностей их структуры, режимов использования, технического обслуживания и ремонтов, многообразия видов отказов, включая отказы по общей причине и ошибочные действия персонала, подходов к формированию исходных данных по показателям надежности элементов и оборудования и проведению комплексной качественной и количественной оценки достигнутого уровня безопасности на основе результатов ВАБ.

Одной из объективных причин наличия упомянутой научной проблемы являлось отсутствие до недавнего времени обратной связи между

теоретическими исследованиями и практикой выполнения ВАБ. Нерешённость проблемы методологического обеспечения не позволяла разработать концепцию обеспечения безопасности АС, удовлетворяющую принципам и методам системного анализа, и использовать ВАБ в качестве инструмента для выработки, оценки эффективности и обоснования решений по безопасности проектируемых и действующих АС.

Основные цели работы. Основные цели работы заключаются в разработке методологии ВАБ и ее применении в качестве инструмента для анализа, оценки, выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Применение ВАБ при проектировании обеспечивает реализацию комплексного системного подхода к анализу и обоснованию безопасности и позволяет создавать АС с заданным уровнем этого свойства для достижения приемлемо низкого уровня радиационного риска от использования АС.

Предмет исследования. Предметом исследования является безопасность АС, представляющих собой источник риска нанесения радиационного ущерба населению и окружающей среде.

Методы исследования. Работа базируется на использовании методов теории вероятностей и теории надежности с учётом специфики АС как сложных человеко-машинных систем.

Одной из основных особенностей методического подхода является осуществление непосредственных обратных связей между разрабатываемой методологией ВАБ и результатами её практического применения для выполнения исследований безопасности действующих и проектируемых АС.

Научная новизна работы.

1. Впервые в отечественной практике с использованием методов теории вероятностей и теории надежности разработана методология выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности АС, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

В процессе разработки методологии ВАБ решены следующие научные проблемы:

- Предложена общая вероятностная модель безопасности АС, с использованием которой определен комплекс вероятностных показателей безопасности (ВПБ) и систематизированы задачи, решение которых необходимо для выполнения ВАБ;

- Разработан комплекс инженерных методик и подходов для выполнения отдельных задач ВАБ, включая составление перечней инициирующих событий (ИС), построение вероятностных моделей для определения полного множества возможных состояний АС, построение моделей надежности систем,

выполняющих функции безопасности, моделирование зависимых отказов и отказов по общей причине или отказов общего вида, моделирование ошибочных действий персонала, формирование баз данных по значениям частот ИС и показателей надежности элементов и оборудования, построение интегральной вероятностной модели АС, выполнение количественных расчетов, анализов неопределенностей, значимости и чувствительности значений ВПБ.

2. Разработан подход комплексной качественной и количественной оценки безопасности АС на основе результатов ВАБ.

3. Впервые в отечественной практике ВАБ применены для решения следующих вопросов безопасности при проектировании и эксплуатации АС:

- Разработана концепция безопасности АС с ВВЭР нового поколения, которая обеспечивает переход на качественно новый уровень безопасности по сравнению с действующими АС;

- Разработана стратегия проведения периодического технического обслуживания и ремонтов систем безопасности;

- Разработан подход по обоснованию внесения изменений в действующие технологические регламенты безопасной эксплуатации АС с реакторами В-320;

- Выполнена оптимизация структуры управляющих систем безопасности для действующих АЭС с реакторами В-320;

- Обоснована возможность продления на 10 лет назначенного (проектного) срока эксплуатации энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС с реакторами В-179.

Практическая ценность работы. Методология ВАБ используется в качестве инструмента для решения вопросов безопасности для действующих и проектируемых АС.

С ее применением были выполнены ВАБ уровня 1 для энергоблоков действующих и вновь проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР, включая:

- ВАБ уровня 1 для энергоблоков 1 - 4 Балаковской АЭС (19912001гг.). Отчеты по ВАБ были включены в состав проектных материалов, представляемых концерном «Росэнергоатом» (РЭА) в Госатомнадзор РФ (ГАН РФ) для получения лицензии на ввод в эксплуатацию энергоблока 4 в 1993 году и для получения лицензий на продолжение эксплуатации блоков 1-4 Балаковской АЭС в период 1998 - 2001 годов;

- ВАБ уровня 1 для энергоблоков 3 и 4 с реакторами ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС, разработанные по проектам 1.4 и R.01/96 Программ TACIS-91, TACIS-96 и по проекту НОВИСА (по контракту, который финансировался Департаментом энергетики США). Результаты ВАБ использованы для разработки мер по модернизации с целью повышения уровня безопасности этих энергоблоков и для получения лицензии ГАН РФ на продление назначенного срока эксплуатации этих энергоблоков еще на 10 лет;

- ВАБ уровней 1 и 2 для внутренних исходных событий, ВАБ для пожаров в помещениях АЭС и ВАБ для сейсмических воздействий в составе проекта достройки АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран с реактором ВВЭР-1000 (РУ В-446). ВАБ уровня 1 был подвергнут экспертизе миссии МАГАТЭ и Иранского надзорного органа и использован Иранской эксплуатирующей организацией для получения лицензии на строительство АЭС «Бушер». В процессе проектирования энергоблока на основе результатов ВАБ были разработаны рекомендации по дополнительным проектным решениям по повышению безопасности, которые позволили снизить значения частоты ПАЗ более чем на порядок по сравнению с первоначальным вариантом проекта;

- На основе результатов ВАБ для АЭС с РУ В-320 были определены слабые места этого проекта и сформулированы основные принципиальные решения по повышению безопасности, которые вошли в концепцию безопасности проектов энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения (проект АС-92). Применение этой концепции позволило создать энергоблок с качественно новым уровнем безопасности с одновременным снижением затрат на его сооружение и эксплуатацию. Основные решения по проекту АС-92 реализованы в проектах второй очереди Нововоронежской АЭС (НВАЭС-2) и в проекте АЭС «Куданкулам» в Республике Индия. ВАБ для этих проектов использованы Индийской эксплуатирующей организацией и Росэнергоатомом для получения лицензий на сооружение этих АЭС, строительство которых проводится в настоящее время;

- Разработанная стратегия проведения технического обслуживания СБ включена в технологические регламенты безопасной эксплуатации действующих АЭС с реакторной установкой В-320;

- Методика анализа надежности систем безопасности включена в отраслевые руководящие материалы РТМ 95490-78 «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования» и РТМ 95823-81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета»;

- Выполненное на основе ВАБ обоснование возможности проведения плановых ремонтов каналов СБ при останове энергоблоков АЭС с В-320 для производства замены фильтров в баке-приямке ГА-201 позволило сократить на 40 суток длительность останова энергоблока 2 Балаковской АЭС для проведения КПР в 2003 году.

Достоверность результатов работы. Достоверность научных положений, методологии и практических результатов работы подтверждается сравнением с современной методологией, широко применяемой в мировой практике, долговременным (на протяжении более 25 лет) использованием в отечественной практике, результатами экспертиз Госатомнадзора России, надзорных органов и эксплуатирующих АС организаций Индии, Ирана, Финляндии, миссии МАГАТЭ, результатами экспертиз многих ведущих в области ВАБ организаций США (SAIC, ArgoneNL), Англии (NNC Limited), Германии (GRS, Westinghouse Reactor), Франции (EDF, IPSN). Практически все разрабо-

танные на основе ВАБ рекомендации по безопасности внедрены на действующих и в проекты новых и достраиваемых АС с реакторами ВВЭР.

Личный вклад автора. Непосредственно автором в составе целостной методологии выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности АС разработаны общая вероятностная модель безопасности АС, комплекс вероятностных показателей безопасности, основы и общие подходы построения детальных вероятностных моделей для определения полного множества аварийных состояний, построения моделей надежности СБ, включая определение перечней исходных событий, систематизацию особенностей структуры, режимов использования, регламентов технического обслуживания и ремонтов, многообразия видов отказов, определение функций вероятностей отказов элементов, подход к анализу ошибочных действий персонала и подход к комплексной качественной и количественной оценке и обоснованию безопасности на основе результатов ВАБ.

Детальная разработка отдельных составных частей методологии ВАБ и анализов надежности систем производилась под руководством и при участии автора сотрудниками возглавляемых им подразделений.

Разработка ВАБ для действующих и проектируемых АС в России и за рубежом, включая работы по ВАБ по проектам Программ TACIS, финансируемых Комиссией Европейского Сообщества, и по котрактам с EDF, GRS, USDOE, была выполнена под руководством и при непосредственном участии автора сотрудниками возглавляемого им БКП-5 совместно с сотрудниками других подразделений ФГУП «Атомэнергопроект» и сотрудниками ФГУП ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИАЭС. Автор, в частности, лично разрабатывал разделы ВАБ по моделированию аварийных последовательностей, анализам результатов, выводам и рекомендациям.

Положения, выносимые на защиту.

1. Методология выполнения вероятностных анализов безопасности АС, включающая общую вероятностную модель безопасности и комплекс ВПБ, комплекс методик, подходов и принципов для построения детальных вероятностных моделей для определения полных множеств аварийных состояний АС, моделей надежности систем, подходы для моделирования зависимых отказов, ошибочных действий персонала, формирования баз данных, разработки интегральной вероятностной модели АС в целом и выполнения количественных расчетов ВПБ.

2. Подход для проведения комплексной качественной и количественной оценки безопасности на основе результатов ВАБ.

3. Результаты применения методологии ВАБ в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации докладывались и получили положительную оценку на внутренних и международных конференциях и семинарах: 17-й Всесоюзный семинар «Методологические вопросы исследования надежности больших систем энергетики», Паланга, 1982; Всесоюзный научный семинар «Методы комплексной автоматизации установок по преобразованию тепловой и атомной энергии в электрическую», Москва, 1984; 17-й отраслевой семинар «Надежность ядерных энергетических установок. Теория и практика», НИКИЭТ, 1984; Научно-практическая конференция Г'ПАН, Москва, 1991; Советско-английский семинар по «Проектированию АЭС с BB3P/PWR и применению ВАБ» в Москве (1991) и Натсфорде (1991); Советско-западногерманский семинар по вопросам безопасности, Москва, 1988; Советско-американские семинары в Москве (1989) и Вашингтоне (1990); Технический комитет МАГАТЭ «Применение ВАБ для новых проектов и систем снижения аварийных последствий», Вена, Австрия, 1989; Технический комитет МАГАТЭ «Достижения в анализах надежности и вероятностных анализах безопасности», Будапешт, Венгрия, 1992; Конференция МАГАТЭ, Вена, Австрия, 2001; Конференция «Практика разработки ВАБ и использование их результатов для действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР», Москва, «Атомэнергопроект», 2002.

Материалы по ВАБ уровня 1 для АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран докладывались на совещании с миссией МАГАТЭ, Москва, 2002. Материалы по проектам TACIS рассматривались на многочисленных рабочих совещаниях с консультантами западных фирм в процессе их выполнения и на итоговых совещаниях в Комиссии Европейского Сообщества.

Материалы диссертации обсуждались на заседании Научно-технического Совета ФГУП «Атомэнергопроект».

Публикации. Основные результаты диссертации опубликованы в 89 печатных работах, из которых одна монография «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения», два отраслевых руководящих материала и 23 статьи.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 185 наименований и четырех приложений. Общий объем работы составляет 339 страниц, основной текст изложен на 290 страницах, содержит 34 рисунка и 37 таблиц.

Содержание работы

Во введении изложены вопросы актуальности, научной новизны, практической ценности, основных целей и задач диссертационной работы.

В главе 1 приведено краткое описание истории создания отечественной методологии ВАБ и её применения для решения вопросов безопасности

при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР. В процессе работ по этому направлению определены три этапа.

На этапе 1 в период 1972 - 1982 годов производилась разработка методологии для выполнения анализов структурной надежности реакторных установок. Этап 1 завершился созданием разработанных НИКИЭТ, ВТИ им. Ф.Э. Дзержинского, ОКБ «Машиностроения», ОКБ «Гидропресс» и другими организациями отраслевых руководящих технических материалов - РТМ 95490-78 «Методика расчета структурной надежности АЭС и её систем на этапе проектирования» и РТМ 95823-81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета».

На последующих этапах 1983-92 гг. была разработана общая вероятностная модель безопасности АС, по которой были определены интегральные вероятностные показатели безопасности (ВПБ) АС в целом (вероятности возникновения аварий с превышением установленных пределов повреждения источников радиоактивности или установленных пределов радиационных показателей) и разработаны вероятностные модели, методики и компьютерные программы для их расчетов. В методологию ВАБ были включены методики для проведения анализов зависимых отказов, включая анализ отказов по общей причине, и методики для проведения анализов ошибочных действий персонала, которые отсутствовали в РТМ-95490-78, РТМ-95823-81.

С применением разработанных методологий и компьютерных программ были выполнены впервые в отечественной практике вероятностные анализы безопасности уровня 1 для внутренних исходных событий при работе энергоблоков на мощности для действующих и проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР и «Mini-PSA АЭС-91 для условий Финляндии».

Следует отметить, что впервые наличие материалов по ВАБ в проектной документации энергоблока 4 Балаковской АЭС было одним из условий для получения лицензии Госатомнадзора России на ввод этого энергоблока в промышленную эксплуатацию. Начиная с этого момента материалы по ВАБ являются составной частью документации, представляемой Росэнергоатомом в Госатомнадзор России для получения лицензий на сооружение и ввод в эксплуатацию новых энергоблоков, лицензий на продолжение эксплуатации и продление назначенных (проектных) сроков службы действующих АС.

Совершенствование методологий ВАБ и ее применение для действующих АС с реакторами ВВЭР на последующих этапах (1993-2003гг.) связано с участием российских организаций - института «Атомэнергопроект» г. Москва, ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», НТЦ ЯРБ и др. в международных программах по ВАБ, которые выполнялись в соответствии с «Отраслевой научно-технической программой концерна «Росэнергоатом» «Полномасштабный ВАБ действующих АС с реакторами ВВЭР»».

В рамках реализации этой «Программы...» по проектам 1.4 и 3.1 TAC1S-91 и проекту R2.01/96 TACIS-96 (TACIS - это программы оказания технической помощи Комиссией Европейского Сообщества странам СНГ в области безопасности действующих АС) были получены современные западные методологии, опыт и компьютерные программы для выполнения ВАБ уровней 1, 2, ВАБ для внутриплощадочных воздействий и ВАБ для сейсмических воздействий.

На основе анализа результатов работ по этим проектам можно сделать выводы о том, что отечественная методология выполнения ВАБ идентична и адекватна современным методологиям, использованным в западной практике. В частности, результаты сравнительных расчетов значений частот повреждения активной зоны реактора, выполненные по полученной по проекту 1.4 TASIC-91 компьютерной программы RISK-SPECTRUM PSA и компьютерной программы APRA, применяемой для аналогичных целей в институте «Атомэнергопроект», достаточно хорошо совпадают между собой.

С применением обновленной методологии и компьютерной программы RISK-SPECTRUM в период 1996-2003 годов были разработаны ВАБ уровня 1 для энергоблоков 1-4 Балаковской АЭС с реактором В-320, ВАБ для обоснования возможности продления назначенного срока службы энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС, ВАБ для нового поколения АС с ВВЭР повышенного уровня безопасности (АС-92), ВАБ для энергоблока 1 НВАЭС-2, ВАБ для АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран и ВАБ для АЭС «Куданкулам» в Республике Индия.

Разработка ВАБ для конкретных АС требует участия специалистов многих специальностей. Большой вклад в разработку методологии ВАБ, выполнение анализов надежности систем аварийной защиты реактора и других систем, оборудования и элементов реакторных установок, а также в выполнение анализов аварийных процессов для разработки ВАБ АС вносят работы ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Машиностроение» и работы ВНИИАЭС и действующих АЭС с ВВЭР по формированию баз данных по частотам исходных событий и показателям надёжности элементов важных для безопасности систем.

Следует отметить, что большое влияние на повышение качества ВАБ оказывает деятельность Госатомнадзора России и его Научно-технического Центра по Ядерной и Радиационной Безопасности (НТЦ ЯРБ) по проведению независимой экспертизы и созданию комплекса нормативных и руководящих документов, регулирующих вопросы разработки ВАБ для действующих и проектируемых АС.

По результатам главы 1 сделаны выводы, подтверждающие приведенные во «Введении» актуальность, основные цели и задачи диссертационной работы.

В главе 2 изложена методология ВАБ, которая включает полный комплекс методик и подходов, необходимых для решения отдельных задач

при проведении ВАБ для конкретных АС и использование их результатов для проведения комплексной качественной и количественной оценки достигнутого уровня безопасности и оценки эффективности новых проектных решений и предлагаемых мероприятий, направленных на его повышение.

В разделе 2.1 приведено описание общей вероятностной модели безопасности АС, которая представляет собой модель возникновения аварийных состояний АС с превышением установленных пределов аварийных последствий. В соответствии с этой моделью отдельное аварийное состояние АС может возникнуть на интервале времени [/, 1+сН\ при эксплуатации АС при условии, если оно не возникло до момента времени / и на интервале времени (31 возникает исходное событие и не выполняются предусмотренные функции безопасности. Следует отметить, что АС рассматривается как невосстановливаемый объект по отношению к приведенным выше аварийным состояниям (например, аварии на АЭС Три Майл Айленд и Чернобыльской АЭС).

Вероятность возникновения аварийного состояния в интервале времени [/, /+¿¡7] для отдельного ИС выражается следующей формулой:

(I)

где Я, (0~ интенсивность /'-ого ИС;

Ру(0 - вероятность невыполнения у'-той функции безопасности при возникновении /-того ИС;

Ру(1, а)=а) - вероятность того, что аварийное состояние не возникло до момента времени /.

На основе этой модели определен комплекс вероятностных показателей безопасности (ВПБ):

йц (Т, а) = Л, ( Р.. (I, )<й при =сопз1 (3)

т1 г л т1

У=1 /=1

/=1 м ;=1

(б)

А,/Т,а)=Щ(Т) (7)

ш,

Л,(Г,а) = £л,(Г,а) (8)

Л(Г,а) = ^Л((Г,а), (9)

/=|

где д.(Т,а), 0(Г,о)> \{Т,а), Л,(7», А(Т,а) - вероятности и

частоты возникновения аварийных последствий определенного вида и размера [о] на рассматриваемом интервале времени [0,7] эксплуатации АС соответственно для отдельных и полных перечней ИС;

т, - число аварийных состояний АС типа [а], возникающих вследствие невыполнения функций безопасности при /-ом ИС;

п - число ИС.

В качестве комплексного ВПБ следует использовать вероятностные распределения {£>(Т,а)} или {А(Т,а)} для различных размеров аварийных последствий.

В разделе 2.2 определено содержание методологии ВАБ, которое представляет собой комплекс детальных методик и подходов, необходимых для решения приведенных ниже основных задач или этапов при выполнении ВАБ, органически вытекающих из приведенной в разделе 2.1 общей вероятностной модели безопасности.

Из формул (4), (5) следуют задачи, одна из которых связана с определением числа ИС, п, а другая - с определением числа аварийных состояний АС, пг„ для каждого ИС.

Из формул (3), (7) следуют задачи, одни из которых связаны с определением значений частот ИС, Л„ а другие - с определением значений вероятностей невыполнения функций безопасности (ФБ), Ри(Т), приводящих к возникновению аварийных состояний АС.

Из этих общих задач могут быть сформулированы следующие детальные задачи:

Задача 1. Определить источники радиоактивности (ИР), в качестве которых должны рассматриваться системы и оборудование АС, содержащие ядерное топливо и радиоактивные среды.

Определить для каждого ИР режимы использования или возможные эксплуатационные состояния. Для каждого из выделенных эксплуатационных состояний привести их основные характеристики (длительность по времени, описание конфшурации, состояний и основных технологических параметров ИР и связанных с ним систем, описание действий персонала по управлению системами или по проведению технического обслуживания и ремонтов) и дать характеристику предусмотренных в проекте технических средств (систем безопасности) и организационных мер (эксплуатационных и аварийных инструкций) для предотвращения или ограничения последствий повреждения ИР.

Задача 2. Выполнить анализ, отбор, классификацию и группировку ИС и разработать перечень ИС (т.е. определить число и), которые должны быть включены в ВАБ АС (раздел 2.3).

Задача 3. Разработать для каждой группы ИС вероятностные модели для определения полных множеств возможных конечных состояний {от,}(раздел 2.4).

Задача 4. Разработать модели надежности систем по отношению к отказам, связанным с невыполнением заданных ФБ для определения на элементном уровне функций Ру(1) и последующего расчета значений Ру(Т) (раздел 2.5).

Задача 5. Выполнить анализ зависимых отказов и разработать модели для расчета вероятностей реализации отказов по общей причине и отказов общего вида (раздел 2.6).

Задача 6. Разработать модели надежности персонала и определить значения вероятностей ошибочных действий персонала, приводящих к возникновению ИС и невыполнению ФБ (раздел 2.7).

Задача 7. Сформировать на основе анализа опыта эксплуатации, данных разработчиков и изготовителей оборудования, результатов расчетов по моделям надежности систем и вероятностно-прочностным моделям надежности оборудования базы данных по значениям частот ИС и показателям надежности элементов и оборудования (раздел 2.8).

Задача 8. Разработать с использованием результатов по задачам 1 - 7 интегральную вероятностную модель АС и выполнить количественные расчеты ВПБ, анализы неопределенностей, значимости и чувствительности и выполнить на основе результатов ВАБ всестороннюю, комплексную качественную и количественную оценку достигнутого при проектировании или эксплуатации уровня безопасности АС (раздел 2.9).

В разделе 2.3 изложен подход к выполнению задачи 2 «Отбор и группировка инициирующих событий».

Под инициирующими событиями понимаются такие события, которые либо непосредственно вызывают повреждения источников радиоактивности, либо могут привести к таким событиям в случае невыполнения ФБ, предусмотренных для предотвращения таких повреждений или ограничения их размеров.

В соответствии с этим определением ИС разделяются на два класса.

В класс 1 входят ИС, возникновение которых непосредственно приводит к превышению установленных пределов повреждения ИР и установленных пределов радиационных показателей безопасности АС. К этому классу для АС с ВВЭР относятся ИС с катастрофическими разрушениями корпуса реактора и коллекторов парогенераторов (ПГ).

Для таких ИС производится разработка вероятностно-прочностных моделей для расчета значений вероятностей или частот их реализации.

В класс 2 входят все остальные ИС, для которых производится разработка ДС.

В зависимости от причин, которые могут привести к возникновению ИС, в классе 2 выделяются следующие категории ИС:

- Внутренние ИС - ИС, вызванные единичными или множественными отказами систем, оборудования, элементов или ошибочными действиями персонала АС.

- Внутриплощадочные ИС - ИС, вызванные внутриплощадочными воздействиями (пожары, затопления, пароводяные струи, запаривание, биение трубопроводов, летящие предметы, взрывы горючих газов) в помещениях энергоблока или на площадке АС.

- Внешние ИС - ИС, вызванные характерными для площадки АС внешними воздействиями природного (землетрясения, ураганы, смерч, ливни, обледенение, снег, буран, высокие или низкие температуры, паводки и т.п.) или техногенного (аварии на воздушном, наземном, водном транспорте, аварии на магистральных трубопроводах, аварии на промышленных предприятиях и т.п.) происхождения,

Одной из основных задач при анализе и отборе ИС является составление полного перечня внутренних ИС, для которых в последующем разрабатываются ДС и которые используются при проведении анализов внутри-площадочных и внешних воздействий.

В соответствии с предлагаемым в этом разделе подходом составление полных перечней внутренних ИС основывается на приведенном выше определении таких событий. В перечень включаются все единичные или множественные отказы систем, оборудования, элементов или ошибочные действия персонала АС, возникновение которых приводит к необходимости выполнения одной или нескольких ФБ или приводит к автоматическому или персоналом введению в действие одной или нескольких СБ.

Поэтому первым этапом выполнения этой задачи является составление детализированных перечней ФБ и перечней СБ, выполняющих каждую отдельную ФБ. Полезно также иметь перечень нейтронно-физических и технологических параметров и уставок или сигналов, по которым вводятся в действие отдельные СБ.

Вторым этапом является определение и составление перечней потенциальных источников или кандидатов для включения в перечень ИС. В этот перечень должны быть включены отказы элементов РУ и связанных с ней систем, систем 2-го контура, электрических, обеспечивающих и управляющих систем нормальной эксплуатации, отказы элементов технологических, управляющих и обеспечивающих СБ и ошибочные действия персонала.

Третий этап состоит в последовательном и систематическом анализе кандидатов, в процессе которого вырабатывается решение о том, приводят или не приводит возникновение отдельных событий-кантдидатов к необходимости выполнения ФБ или введения в действие СБ. Кандидаты, для которых требуется выполнение ФБ, включаются в перечень ИС.

Полные перечни внутренних ИС должны составляться для каждого ИР и каждого из выделенных эксплуатационных состояний АС.

Полный перечень ИС может содержать большое число событий, среди которых можно выделить ряд ИС, которые характеризуются одинаковым набором ФБ, одинаковой конфигурации СБ и одинаковыми критериями успешного выполнения ФБ (критериями успеха).

С целью сокращения количества разрабатываемых ДС такие ИС следует объединить в отдельные подгруппы, каждое из которых характеризуется суммарной по всем входящим в нее отдельных ИС значением частоты реализации и для каждой из которых разрабатывается отдельное дерево событий. При выполнении такого группирования должны быть учтены также следующие факторы:

- Использование систем нормальной эксплуатации для выполнения отдельных ФБ (например, системы нормальной подпитки 1-го контура и системы нормального отвода тепла через конденсатор турбины);

- Размеры (расход, условный диаметр) и место расположения течей из 1-го контура;

- Наличие зависимостей от ИС, приводящих к изменению конфигурации СБ и критериев успеха.

В разделе 2.4 кратко изложена методология разработки вероятностных моделей для определения полных множеств аварийных состояний АС, в качестве которой используется методология деревьев событий.

Дерево событий (ДС) представляет собой логическую диаграмму, по которой определяется множество возможных конечных состояний (КС) АС, каждое из которых является реализацией определенных совокупностей (сочетаний, комбинаций) промежуточных событий при заданном ИС.

В качестве промежуточных используются следующие события:

- успешное или неуспешное выполнение функций безопасности;

- работоспособные или отказовые состояния систем безопасности, их отдельных каналов, структурных частей или компонентов;

- успешные или ошибочные действия персонала;

- особые события, возникновение которых может привести к необходимости разработки дополнительных ДС, например, потеря электроснабжения от энергосистемы вследствие ее развала при внезапном отключении энергоблока большой мощности.

В качестве характеристик КС используются типы КС, значения частот или вероятностей их реализации и, так называемые, функциональные минимальные сечения (ФМС), представляющие собой минимальное коли-

чество ФБ, совместное невыполнение которых приводит к реализации отдельных конечных состояний.

В качестве КС рассматриваются следующие состояния:

- установившиеся стабильные состояния без повреждения ИР в условиях «холодного» или «горячего» останова блока;

- КС с повреждением ИР определенных размеров;

- КС, для которых требуется разработка дополнительных или транс-ферных ДС.

При выборе порядка размещения промежуточных событий в таблице ДС следует руководствоваться следующими принципами:

- причинно-следственным, в соответствии с которым промежуточные события, выполнение которых зависит от выполнения других функций, размещаются в правых колонках таблицы относительно последних;

- временным, в соответствии с которым независимые промежуточные состояния располагаются в порядке очередности их выполнения по времени.

При разработке ДС недопустимо применение оптимистических предположений, а также избыточно консервативных предположений. Применение оптимистических предположений приводит к недооценке, а применение избыточно консервативных предположений может привести к переоценке риска и к разработке неэффективных рекомендаций по мероприятиям для повышения безопасности.

Поэтому при разработке ДС следует применять предположения, основанные на умеренном или разумном консерватизме и при количественных оценках ВПБ проводить оценку принятых предположений и ограничений на основе анализов чувствительности.

В разделе 2.5 кратко изложена методология анализа надежности СБ.

Методология разработки детальных моделей надежности СБ должна основываться на определении, систематизации и учете всех специфических особенностей таких систем.

Основные, существенные для анализа надежности, особенности СБ заключаются в следующем:

- Большинство СБ имеют многоканальные структуры, то есть каждая такая система состоит из нескольких взаиморезервирующих каналов. Под каналом понимается отдельная независимая часть системы, выполняющая функцию системы в заданном объеме. Например, если К - общее число каналов системы, а / - число каналов, необходимое для выполнения системой заданной ФБ, то такая система будет в работоспособном состоянии, если работоспособны не менее, чем / из ее К каналов, и будет в неработоспособном состоянии, если отказали К-1 +1 или более из ее каналов;

- Структура СБ может быть различной по отношению к различным ИС вследствие наличия зависимых от ИС отказов. ИС, приводящими к зависимым отказам в СБ, являются события, которые вызывают неэффектив-

ную работу одного или нескольких из ее каналов. Например, разрыв трубопровода первого контура в месте присоединения к нему одного из каналов системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Наличие зависимости структуры СБ от ИС означает снижение кратности резервирования в СБ. В этом случае условия неработоспособности выражаются в виде К-1-Ь+1, где I - число каналов, имеющих зависимые отказы от ИС;

- Для СБ характерны два режима работы:

• режим ожидания;

• режим выполнения заданных ФБ;

- В режиме ожидания СБ и их элементы могут иметь два вида отказов:

• отказ типа несрабатывания, под которым понимается событие, заключающееся в потере способности СБ (элементов) выполнять заданные функции при возникновении ИС;

• отказ типа ложного срабатывания, под которым понимается событие, заключающееся в срабатывании СБ (элемента) при отсутствии ИС;

- В режиме ожидания предусматриваются техническое обслуживание и ремонт элементов СБ. Основная цель ТО и ремонта заключается в поддержании заданного уровня надежности СБ путем обнаружения и устранения возникающих в этом режиме отказов.

На АС применяется ТО с непрерывным и периодическим контролем. Непрерывный контроль состояния элементов осуществляется специальными системами контроля на всем интервале времени [0,7].

Если непрерывным или периодическим контролем обнаружен отказ элемента или нескольких элементов, то осуществляется восстановление их работоспособного состояния, при условии, что они являются ремонтопригодными при работающем реакторе. Как правило, все элементы СБ являются заменяемыми или ремонтируемыми. На интервале времени ремонта также снижается кратность резервирования элементов СБ и ухудшаются ее показатели надежности. Поэтому, если отказ элементов приводит к отказу канала СБ, то допустимое время ремонта канала, ^ если элементы являются ремонтируемыми, или просто допустимое время работы блока АС с отказавшим каналом СБ, если элементы являются неремонтируемыми, ограничивается;

- При работе во время аварии СБ непосредственно выполняют заданные функции безопасности. В этом режиме СБ работают определенный период 1р, начиная со случайного момента времени на интервале [0,7], в который возникает требование (ИС) на их срабатывание, до момента окончания выполнения заданных функций или момента приведения АС в безопасное состояние. Для каждой СБ устанавливается свой период функционирования tp. Этот период может иметь длительность от нескольких секунд (быстродействующие СБ} до нескольких месяцев (длительно работающие СБ). В режиме работы во время аварии, также как и в режиме ожидания, преду-

сматривается ремонт отказавших элементов, если его проведение возможно и рассматриваемых условиях;

- Важной особенностью ряда СБ во время работы при аварии является наличие временного резервирования. Временное резервирование означает, что полный отказ системы приведет к последствиям, связанным с невыполнением заданных функций безопасности, не мгновенно, а через определенный промежуток времени, Трс,.

Как отмечено выше, элементы СБ в зависимости от влияния их последствий на безопасность могут иметь два типа отказов: отказы типа несрабатывания и отказы типа ложного срабатывания. В зависимости от условий их обнаружения отказы разделяются на скрытые и явные.

Скрытым является отказ, который не проявляется и не обнаруживается в момент его возникновения. Скрытые отказы возникают в режиме ожидания и характерны в основном для элементов, состояние которых не контролируется или контролируется периодически.

В зависимости от возможности устранения (ремонта) отказы периодически контролируемых элементов разделяются на восстанавливаемые и невосстанавливаемые при работе блока на мощности.

Явным является отказ, проявляющийся и обнаруживающийся либо непосредственно в момент его возникновения, либо в течение короткого промежутка времени после его возникновения. Явные отказы могут иметь элементы, состояние которых непрерывно контролируется в режиме ожидания*, или непрерывно работающие элементы.

По возможности устранения явные отказы разделяются на восстанавливаемые и невосстанавливаемые при работе блока на мощности или работе системы во время аварии.

Кроме скрытых и явных отказов, вероятность возникновения которых зависит от длительности режима ожидания, или интервала времени между очередными опробованиями, или длительности работы во время аварии, активные элементы или пассивные элементы с механически движущимися частями могут иметь отказы, вероятность возникновения которых равна постоянной величине (постоянная составляющая вероятности отказа на требование). Эти отказы проявляются и обнаруживаются только при срабатывании элементов (переходе из состояния в режиме ожидания в состояние при работе во время аварии) во время периодических проверок элементов или в момент возникновения ИС и являются следствием высоких механических или электрических нагрузок, возникающих в режимах пуска, а так же следствием ошибочных действий персонала при проведении технического обслуживания.

Непрерывным считается контроль, при котором работоспособность элемента проверяется не реже, чем один раз в смену (8 часов).

Для разработки моделей надежности систем в настоящей работе принята широко используемая в мировой практике методология дерева отказов (ДО). Дерево отказов представляет собой логическую модель, по которой определяется возникновение основного или вершинного события, заключающегося в отказе системы выполнить заданную функцию, вследствие комбинаций первичных или элементарных событий, которые представляют собой отказы отдельных элементов системы.

Для разработки ДО необходимо выполнить следующие этапы:

1) Составить из анализа ДС полный перечень систем, для которых должны быть выполнены анализы надежности и разработаны ДО;

2) Составить на основе анализа проектно-конструкторской и эксплуатационной документации описания каждой системы в объеме, необходимом и достаточном для выполнения анализов надежности;

3) Выполнить декомпозицию системы, разделив ее на отдельные структурные единицы (каналы или части), для которых разрабатываются самостоятельные ДО. Каждую структурную единицу разбить на отдельные элементы, определить и описать границы элементов и составить окончательные структурные схемы для анализа надежности;

4) Сформулировать, основываясь на определении критериев успеха, понятия отказов системы в целом и понятия отказов для ее отдельных структурных единиц, которые используются затем в качестве верхних событий соответствующих ДО;

5) Определить для каждого элемента с учетом условий функционирования, технического обслуживания и восстановления работоспособности присущие ему виды отказов выполнить оценку влияния отказов элементов на работоспособность структурных единиц и системы в целом;

6) Выполнить анализ зависимостей, составить матрицы межсистемных и межэлементных зависимостей. Определить отказы по общей причине и отказы общего вида (ООП), выбрать параметрические модели для ООП и определить способы моделирования ООП на ДО (см. раздел 2.6);

7) Выполнить анализ ошибочных действий персонала при проведении технического обслуживания и ремонтов и при управлении системами в период выполнения ими заданных функций после возникновения ИС, составить перечень таких действий и определить значения вероятностей их реализации. Ошибочные действия персонала используются затем в качестве базовых событий при построении ДО (см. раздел 2.7);

8) По результатам этапов 4)-7) построить графы ДО.

При построении ДО должны быть разомкнуты возможные логические петли, которые могут иметь место из-за наличия взаимозависимостей между отдельными системами;

9) Последний этап разработки ДО заключается в определении множества минимальных сечений, представляющих собой логические произведения первичных событий, обуславливающих отказ системы (свойство сечения).

В разделе 2.5 определены зависящие от времени функции вероятностей отказов для следующих типов элементов:

п - неконтролируемые в режиме ожидания скрытые отказы;

РиРг - периодически контролируемые в режиме ожидания скрытые отказы, соответственно устраняемые и неустраняемые при работе блока на мощности;

кик2 - непрерывно контролируемые в режиме ожидания явные отказы, соответственно восстанавливаемые и невосстанавливаемые при работе блока на мощности;

И - отказы активных элементов имеющих механически движущиеся части или пассивных элементов, возникающие непосредственно в момент срабатывания элементов (постоянная составляющая вероятности отказа), или отказы, возникающие вследствие ошибочных действий персонала при проведении ТО или управления элементами в послеаварийный период;

гъг2 - возникающие при работе во время аварии, восстанавливаемые и невосстанавливаемые отказы.

В зависимости от типа отказов элементов, входящих в состав 1-го МС, из множества можно выделить следующие подмножества МС:

- подмножество включающее в себя МС с отказами в режиме ожидания (отказами типа р,, р2, к], к 2, и);

- подмножество Ь21, включающее в себя МС с отказами при выполнении заданных функций безопасности (отказами типа г1} г2);

- подмножество включающее в себя МС с отказами в режиме ожидания и при выполнении заданных функций безопасности.

Такое деление обусловлено тем, что МС, относящиеся к какому-либо из трех подмножеств, характеризуются одинаковым показателем ВНФ и способом его расчета. В соответствии с классификацией МС /^(Т,/^ рассчитывается по следующей формуле:

х ПМ/^р)]* Г(10)

-5,(7) + + ия1(т,(р)

где 3/(Т), Щ1р), иЯ/(Т, 1р) - вероятности реализаций МС, входящих соответственно в подмножества I/;„ Ь21>, Ь!л.

Предполагается, что вероятность реализации МС не превышает значения 0,01. 20

Для каждого из выделенных подмножеств МС определены функции вероятностей их реализации в зависимости от входящих в состав МС типов отказов элементов и от применяемой стратегии проведения периодического технического обслуживания и ремонтов в режиме ожидания.

В разделе 2.5 изложены также способы учета резерва времени или временного резервирования на основе использования моделей марковских и полумарковских процессов.

В разделе 2.6 изложена методика анализа зависимых отказов, под которыми понимаются множественные отказы нескольких элементов важных для безопасности систем, вероятность реализации которых не может быть выражена произведением вероятностей независимых отказов. Анализ зависимых отказов имеет исключительно важное значение, поскольку, как показывает мировая практика выполнения ВАБ, такие отказы вносят наибольшие вклады в значения ВПБ.

Методика анализа зависимых отказов основывается на рассмотрении и систематизации возможных причин их возникновения и на оценках эффективности предусмотренных в проекте мер защиты от таких событий. Методика предусматривает проведение анализов зависимостей в несколько стадий: при разработке ДС, ДО, выполнении количественных расчетов ВПБ, проведении анализов значимости и чувствительности и при оценке безопасности на основе полученных результатов ВАБ.

Результаты анализов зависимых отказов на стадии ДС используются для определения структуры систем и действий персонала для последующих детальных анализов.

На стадии ДО производится детальный анализ зависимостей технологических систем от обеспечивающих и управляющих систем и детальный анализ отказов по общей причине или отказов общего вида (ООП) на элементном уровне. Особое внимание уделяется проведению анализов ООП, которые в зависимости от причин их возникновения разделены на следующие классы:

1-й класс — общность конструкции резервируемых элементов (при более детальном моделировании возможно выделение в этом классе подклассов, принадлежность к которым определяется общим изготовителем оборудования);

2-й класс — размещение резервируемых элементов или элементов различных каналов и систем в одном помещении (или в соединенной между собой группе помещений);

3-й класс — одинаковые для различных элементов процедуры технического обслуживания и/или проверок, которые сопровождаются или могут сопровождаться изменением состояния элемента или его составных частей.

Введение отказов общего вида в модель надежности системы возможно двумя способами:

- явным отображением таких событий непосредственно на дереве отказов аналогично независимым отказам;

- генерацией набора дополнительных МС с отказами общего вида на основании исходной логической информации, представленной МС только из независимых отказов.

Неявный способ введения отказов общего вида является более предпочтительным, поскольку при этом используется без изменений дерево отказов, составленное с учетом только независимых отказов, а исходная логическая информация, позволяющая учитывать отказы общего вида, задается набором групп элементов, подверженных отказам общего вида.

Для количественной оценки интенсивностей (вероятностей) отказов общего вида, имеющих стохастическую природу (нефункциональные причины), существуют различные параметрические модели.

Наиболее часто используются модели /3-фактора, греческих букв и а-фактора, которые основаны на предположении о существовании пропорциональности между отказами общего вида и независимыми отказами, определяемой на основании эксплуатационной статистики.

В разделе 2.7 изложен подход к анализу надежности персонала.

Анализ надежности персонала (АНП) в составе ВАБ выполняется для качественной и количественной оценки влияния ошибочных действий персонала (ОП) на безопасность и оценки эффективности предусмотренных в проекте мер защиты от ОП.

При проведении АНП рассматриваются действия персонала, направленные на выполнение следующих основных функций:

ФП1. Управление системами, оборудованием и элементами для осуществления технологических процессов при нормальной эксплуатации АС, включая режимы пуска, останова, работу на заданных уровнях мощности и поддержанию технологических параметров в заданных пределах при нарушениях нормальной эксплуатации с целью предотвращения возникновения ИС;

ФП2. Проведение технического обслуживания (ТО) и ремонтов важных для безопасности систем, оборудования и элементов, включая проведение контроля и диагностики их состояния, периодических испытаний и восстановления отказавших элементов и оборудования;

ФПЗ. Управление важными для безопасности системами, оборудованием и элементами в процессе выполнения заданных ФБ после возникновения ИС (в послеаварийный период);

ФП4. Осуществление предусмотренных в проекте мер по управлению запроектными авариями (ЗПА) для предотвращения или снижения размеров аварийных последствий.

В качестве ОП рассматриваются непреднамеренные действия, связанные с невыполнением или неправильным выполнением заданных функций. Саботаж или диверсии не рассматриваются. В зависимости от послед-

ствий невыполнения или неправильного выполнения приведенных выше функций ОП разделяются на следующие группы:

- ОП1 включает ОП при выполнении ФП1 или ФП2, приводящие к возникновению ИС;

- ОП2 включает доаварийные ОП при выполнении ФП2, приводящие к неработоспособности (неготовности) СБ в периоды времени до возникновения ИС;

- ОПЗ включает послеаварийные ОП при выполнении ФПЗ, приводящие к невыполнению ФБ в периоды времени после возникновения ИС;

- ОП4 включает послеаварийные ОП при осуществлении мер по управлению ЗПА.

В этом разделе приведены рекомендации по выполнению АНП, включая определение полных перечней ОП, выбор методов для проведения качественных анализов, учёт зависимостей между отдельными ОП, расчет вероятностей ОП для каждой из приведенных выше групп и введение ОП в ДС и ДО. В зависимости от наличия исходных данных рекомендуется использовать следующие методы: ТНЕЯР, деревья ошибок, деревья решений, анализ опыта эксплуатации.

В разделе 2.8 изложен подход к формированию исходных данных по показателям надёжности важных для безопасности оборудования и элементов для проведения расчётов ВПБ. Подход основан на определении групп или генеральных совокупностей элементов, объединённых по признакам одинаковости конструкции, режима использования и условиям технического обслуживания (насосы, арматура, вентиляторы, обратные клапаны, теплообменники, дизель-генераторы, распредустройства, электрические устройства, элементы АСУ ТП и т.п.), определении границ элементов и присущих им видов отказов, определении номенклатуры показателей надёжности для характеристики отдельных отказов.

Рассмотрены вопросы оценки показателей надёжности и параметров для анализа неопределенностей на основе обработки эксплуатационных данных.

В разделе 2.9 изложен подход к комплексной качественной и количественной оценке и обоснованию безопасности АС на основе результатов ВАБ.

Основные задачи качественного анализа и обоснования безопасности состоят в установлении степени соответствия проектных решений принятой концепции безопасности и основным инженерным принципам современной концепции глубокоэшелонированной защиты, изложенным в ОПБ-88/97 и отчетах ШБАО-З.П.

Несомненным достоинством инженерных или детерминистических принципов является простота их понимания и подкрепление практикой использования в различных областях техники. Практически все эти принципы имеют безусловную направленность на снижение риска от использования АС за счет

снижения размеров радиационных последствий при запроектных авариях и/или за счет снижения вероятностей или частот реализации таких аварий.

В обосновании эффективности их применения лежит представление о возможности достижения высоких уровней надежности соответствующих систем, сооружений, оборудования и элементов АС, необходимых для достижения приемлемо низкого уровня риска при использовании АС.

Оценка соответствия проекта этим принципам с применением результатов ВАБ производится на функционально-системном и элементном уровне.

На функционально-системном уровне проводится анализ состава представленных на деревьях событий аварийных последовательностей (АП), включая определение набора функций и систем безопасности, совместное невыполнение или совместные отказы которых приводят к реализации каждой АП с последствиями, превышающими установленные в проекте значения для аварийных условий. На основе анализа АП производится предварительная оценка соответствия проекта таким принципам, как принципы разнообразия, обеспечения защиты от зависимых отказов, обеспечения защиты от внутренних и внешних воздействий, расширенное применение систем пассивного принципа действия, обеспечения защиты от отказов по общей причине и отказов общего вида и от ошибочных действий персонала.

Качественную оценку безопасности на элементном уровне следует проводить с использованием следующих правил:

1) Если в составе МС, определенных для полного перечня ИС (по всему проекту в целом), отсутствуют МС, содержащие дополнительно к ИС только один независимый отказ одного любого элемента СБ или только одно ошибочное действие персонала, учет которых требуется в соответствии с ОПБ-88/97, то может быть сделан вывод о том, что проект СБ соответствует принципу единичного отказа.

Наличие таких МС указывает на проектные ошибки и на необходимость определения причин реализации таких МС и разработки предложений по их устранению.

2) Если в составе МС отсутствуют МС, содержащие дополнительно к ИС отказы общего вида одной группы однотипных элементов, то может

быть сделан вывод о том, что в проекте предусмотрена достаточная защита >

от зависимых отказов, отказов по общей причине и отказов общего вида.

Если в состав МС входят такие МС, то оценка достаточности предусмотренных в проекте мер защиты от таких событий должна быть сделана на основе анализа количественных результатов ВАБ.

3) При проведении качественных оценок особое внимание следует уделять МС, содержащим отказы элементов, которые могут быть общими для нескольких взаиморезервирующих систем, выполняющих одну или несколько функций безопасности.

Для проведения количественной оценки безопасности используются полученные при выполнении ВАБ значения общих ВПБ, т.е. суммарных по

всем ИС вероятностей или частот повреждения ядерного топлива, значения вероятностей или частот превышения установленных пределов радиационных показателей, вклады в значение ВПБ от отдельных ИС. отдельных АП, отдельных ФБ и важных для безопасности систем, оборудования и элементов, вклады в значение ВПБ от отказов по общей причине и ошибочных действий персонала, а также результаты анализов неопределенностей, значимости и чувствительности.

Общая количественная оценка достигнутого при проектировании и эксплуатации уровня безопасности производится на основе сравнения полученных значений общих ВПБ с целевыми значениями, приведенными в действующих НТД или в технических заданиях на разработку проектов.

По результатам анализа вкладов в ВПБ от отдельных ИС производится оценка степени сбалансированности проектных решений. Проект считается достаточно хорошо сбалансированным, если вклады от отдельных ИС распределяются примерно равномерно.

Оценка новых проектных решений по повышению безопасности может проводиться также на основе результатов анализов чувствительности или на основе сравнения полученных результатов с результатами ВАБ для аналогичных АС, на которых не реализованы соответствующие проектные решения. В последнем случае для сравнения следует использовать ВПБ в виде вероятностей возникновения аварийных последствий на одно ИС. Использование таких ВПБ позволяет исключить влияние значений частот ИС и возможность неправильных выводов, которые могут быть сделаны при использовании ВПБ в виде значений вероятностей или частот для рассматриваемых ИС.

В разделе 2.10 изложены выводы по главе 2.

В главе 3 изложено применение ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения.

В разделе 3.1 дана общая характеристика состояния разработки проектов АЭСс ВВЭР нового поколения.

В соответствии с принятой Минатомом РФ стратегией развития атомной энергетики на период 2000-2020 годов предполагается сооружение и ввод в эксплуатацию новых атомных энергоблоков общей мощностью 5 ГВт до 2010 и 22 МВт до 2020 годов.

Развитие атомной энергетики должно базироваться на применении энергоблоков с высокими показателями безопасности и экономичности. Значительная часть вновь вводимых мощностей будет покрываться за счет АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500.

К настоящему времени разработан и лицензирован в Госатомнадзоре РФ проект энергоблоков АЭС нового поколения с реакторной установкой ВВЭР-1000/ В-392 (АЭС.-92). С использованием основных решений этого проекта разработаны проекты и начато сооружение энергоблока 1 Нововоронежской АЭС-2 (НВАЭС-2) и энергоблоков АЭС «Куданкулам» в Рес-

публике Индия и разработан концептуальный проект энергоблока мощностью 1500 МВт (ВВЭР-1500).

Основными разработчиками этих проектов являются ФГУП «Атом-энергопроект», ОКБ «Гидропресс», РНЦ Курчатовский институт.

В разделе 3.2 приведено описание концепции безопасности проекта АЭС-92.

Проектные решения по безопасности для АЭС-92 направлены на создание АЭС с реакторами ВВЭР с качественно новым уровнем безопасности, чтобы общий риск от эксплуатации АЭС был практически исключен. При этом должны безусловно выполняться требования действующих в России нормативных документов по безопасности, а также рекомендации МАГАТЭ и Международной Комиссии по Радиационной Защите.

Формирование концепции безопасности АЭС-92 основывалось на глубокой проработке и действительной реализации основных инженерных принципов современной концепции безопасности и задании требований к вероятностным показателям, применяемым для количественной оценки достигнутого уровня безопасности.

Основные проектные решения по безопасности для АЭС-92 принимались на основе анализа опыта проектирования и эксплуатации и результатов ВАБ для действующих серийных блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (В-320).

В соответствии с результатами ВАБ уровня 1 для АЭС с В-320 (энергоблоки 1-4 Балаковской АЭС) среднее значение суммарной по всем ИС частоты ПАЗ составляет —8,3 Е-5 на реактор в год.

Основной вклад (~80%) в частоту ПАЗ вносят ИС с переходными процессами без течей из 1-го контура и течи из 1-го контура во 2-ой контур (-14%).

Основными причинами доминирующего вклада в частоту ПАЗ от исходных событий без течей из 1-го контура для АЭС с В-320 являются следующие:

- сравнительно высокие частоты реализации таких ИС по сравнению с течами из 1-го контура;

- сравнительно низкий уровень надежности систем отвода тепла от реакторной установки по 2-ому контуру и системы аварийного электроснабжения от дизель-генераторов. Это объясняется тем, что в проекте АЭС с В-320 используются активные трехканальные системы безопасности, основанные на применении одинаковых по конструкции компонентов (дизель-генераторов, БРУ-А, насосов, арматуры, обратных клапанов и др.) в отдельных каналах систем безопасности. Основной вклад около 90 % в показатели неготовности этих систем вносят отказы по общей причине (ООП) однотипных по конструкции компонентов. Вклад от ООП в значение частоты ПАЗ составляет около 60 %;

- недостаточная эффективность и недостаточный уровень надежности системы аварийной защиты (САЗ). Эта система способна поддерживать

реактор в подкритическом состоянии до температур не ниже 180°С. Вклад от отказов САЗ в значение частоты ПАЗ составляет около 10 %;

- недостаточный уровень защиты от ошибочных действий персонала, которые требуются для выполнения основных ФБ по длительному отводу тепла по 1-му и 2-му контурам, управления авариями с течами из 1-го контура во 2-ой контур, а также для осуществления мер по управлению ЗПА. Общий вклад от ошибочных действий персонала в среднее значение частоты ПАЗ составляет примерно 25 %;

- сравнительно высокие значения частот средних и больших течей теплоносителя 1-го контура в объем защитной оболочки и течей из 1-го контура во 2-ой контур.

Включенные в концепцию безопасности АЭС-92 основные проектные решения направлены на устранение отмеченных выше недостатков проекта серийного блока АЭС с В-320.

В соответствии с принятой концепцией безопасности в проекте АЭС-92 применена новая реакторная установка В-392 и разработана новая структура СБ.

Достижение высокого уровня надежности выполнения ФБ в проекте АЭС-92 основывается на применении основных инженерных принципов и требований к структуре и конструкции СБ, которые подкрепляются результатами количественных анализов надёжности и ВАБ. Особое внимание при разработке структуры СБ уделялось основополагающим инженерным принципам, приоритетная реализация которых определена на основе ВАБ, включая следующие:

- обеспечение защиты от отказов по общей причине;

- расширенное применение систем пассивного принципа действия;

- применение функционального и конструктивного разнообразия;

- обеспечение защиты от ошибочных действий персонала;

- обеспечение защиты от внутренних и внешних воздействий.

Концепция безопасности АЭС с РУ В-392 реализуется за счет применения следующих проектных решений.

Применение взаиморезервирующих пассивных и активных СБ для выполнения основных ФБ, включая следующие системы:

- модернизированной САЗ с увеличенным вдвое по сравнению с В-320 количеством рабочих органов и системы быстрого ввода бора (СБВБ) для приведения реактора в подкритическое состояние и поддержания его в этом состоянии в широком диапазоне рабочих параметров (САЗ обеспечивает поддержание подкритического состояния до температур ниже 100°С);

- активной системы расхолаживания (САР) и пассивной системы аварийного отвода тепла (СПОТ) по 2-му контуру. При этом обе системы способны отводить тепло в течение неограниченного периода времени, в то время как для АЭС с В-320 САР может работать в течение ограниченного времени (порядка 30-40 часов), определяемого запасом теплоносителя в баках этой системы;

- активной системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) и гидроемкостей 1 -й и 2-й ступеней для поддержания запаса теплоносителя в активной зоне при течах из 1-го контура. При этом гидроемкости 2-й ступени совместно с гидроемкостями 1-й ступени и системами аварийного расхолаживания по 2-ому контуру (САР и СПОТ) резервируют САОЗ по функции поддержания запаса теплоносителя в активной зоне в течение 24 часов после начала аварии с большими и средними течами из 1-го контура. При малых и компенсируемых течах это время значительно увеличивается. Это время может быть использовано для восстановления работоспособности активной САОЗ в случае ее отказа;

- применение различных по конструкции компонентов (быстродействующих отсечных клапанов, изолирующих задвижек с электрическим или воздушным приводами) во взаиморезервирующих активных системах, выполняющих функции изоляции парогенераторов и защитной оболочки от окружающей среды.

Применение взаиморезервирующих активных и пассивных систем и активных систем с компонентами различной конструкции направлено на обеспечение высокого уровня надежности выполнения функций безопасности за счет снижения влияния отказов по общей причине (применение функционального и конструктивного разнообразия) и за счет снижения влияния ошибочных действий персонала (работа пассивных систем не требует каких-либо действий персонала).

Защита от ошибочных действий персонала для активных систем безопасности обеспечивается за счет более высокого уровня автоматизации по управлению этими системами, когда требуется их действие в переходных и аварийных режимах.

Применение «концепции течи перед разрывом» должно обеспечить снижение значений частот больших и средних течей из 1-го контура, частот разрушения коллекторов ПГ и корпусного оборудования до пренебрежимо низких значений.

Применение двойной железобетонной защитной оболочки (30) с пассивной системой удаления водорода, системой вентиляции и очистки среды из объема кольцевого зазора между первичной и вторичной 30, спринклер-ной системой и системой удержания расплавленной активной зоны (ловушкой для расплавленного ядерного топлива) обеспечивает снижение выбросов, снижение размеров санитарно-защитной зоны для проектных аварий и предотвращает превышение предельного аварийного выброса для ЗПА, включая тяжелые аварии с полным расплавлением ядерного топлива.

Применение новой блочной конструкции теплоизоляции трубопроводов 1-го контура и применение специальной конструкции фильтрующих устройств приямков для исключения зависимых отказов САОЗ вследствие загрязнения приямков материалом тепловой изоляции при течах из 1-го контура.

В разделе 3.3 приведена оценка эффективности проектных решений для АЭС-92 на основе результатов ВАБ уровня 1 для внутренних ИС, который разработан в составе проекта АЭС «Куданкулам» институтом «Атомэнергопро-ект» совместно с ОКБ «Гидропресс» и РНЦ «Курчатовский институт».

В таблице 1 и на рисунке 1 представлены распределения вкладов в среднее значение общей частоты ПАЗ от отдельных групп внутренних ИС. В таблице 1 приведены также аналогичные результаты ВАБ уровня 1 для Балаковской АЭС.

Значение общей частоты ПАЗ для АЭС «Куданкулам» составляет 2,38Е-07 на реактор в год.

Для значения общей (суммарной по всем ИС) частоты ПАЗ получены следующие результаты анализа неопределенностей:

Среднее значение-2,3 8Е-7 1/год;

Медиана-1,24 Е-7 1/год;

Нижняя граница 90% доверительного интервала - 3.09Е-8 1/год;

Верхняя граница 90% доверительного интервала - 8,26Е-7 1/год.

На основе анализа неопределенностей можно сделать вывод о том, что среднее значение общей частоты ПАЗ примерно в 3,5 раза меньше значения общей частоты ПАЗ, соответствующей верхней границе 90% доверительного интервала (доверительной вероятности - 0,95). Такой уровень неопределенностей можно оценить как приемлемый, и для оценок достигнутого в проекте уровня безопасности можно использовать с достаточной степенью достоверности среднее значение общей частоты ПАЗ.

На основе результатов ВАБ была выполнена по приведенной в разделе 2.9 методике качественная и количественная оценка достигнутого уровня безопасности в проекте АЭС «Куданкулам».

Течь паропровода в. непзолпруемоН от ПГ части 7.29%

1СЧ1. П:1|10М|Ю1Н)ДП в__

щолируемай от ПГ части 1„12%

Течь т Г коюурл во II_______

Ду НЮ мм 7.45%

Течг, кч 1 котурн «о П _ Ду 13 мм 7,45%

Обесточивать при разгерметизированном реакторе 12,ЦЧ%

М:и|Ш| тсчг. 1 котурн внутри контайнмента 17,50%

Мал:]я теч». I контура за пределы контмйнмшпа 6,14%

Большая течь I контур* .17,«4«'»

Рис. 1. Распределение вкладов в значения частоты ПАЗ от отдельных ИС.

Таблица I

Исходное событие АЭС «Куданкулам» Блок 1 Палакопскяи Л'Х."

Частота ИС, (1/год) Частота ¡Вклад, % ПАЗ, (1/год) 1 Частота ИС, (1/год) .3 11 & • ч Вклад. %

Работа на мощности

Малая течь I контура внутри защитной оболочки 3,82 Е-03 4.25Е-08 | 17,50% 2,00Е-03 2.48Е-06 -3%

Малая течь I контура за пределы защитной оболочки 3.60Е-03 1.49Е-08 | 6,14% -

Непреднамеренное открытие ПК КД 3.60Е-03 4.23Е-12 | 0,00% . -

Большая течь I контура 5,91 Е-04 9,19Е-08 I 37.84% 5.05Е-05 1.37Е-03 1,31Е-07 3.81П-06 <1% - 5%

Течь из первого контура во второй контур эквивалентным диаметром 13 мм 3.60Е-03 1.81 Е-08 | 7,45%

Течь из первого контура во второй контур эквивалентным диаме тром 100 мм 3,60 Е-03 1.81 Е-08 , 7,45% 2.00Е-03 7.76Е-06 - 9%

Течь паропровода ПГ в изолиру емой от ПГ части 3.90Е-02 3,21Е-09 1.32% 1.00Е-03 2.00Е-07 <1%

Течь паропровода ПГ в неизолиру емой от ПГ части 3.90Е-02 1.77Е-08 7,29% 4,04 Е-02 3.14Е-08

Течь трубопровода питательной воды ПГ в изолиру емой от Г1Г части 4.60Е-02 3.47Е-10 : 0.14% - -

Потеря нормального отвода тепла через конденсатор турбины 3.90Е-01 6,23 Е-10 0,26% 1.60Е-01 2.39Е-05 ~ 29%

Обесточивание 1.00Е+00 2.40Е-09 0,99% 9.10Е-02 4.22Е-05 -51%

Переходные процессы 1,10Е+00 1.67Е-09 0,69% 4.50Е-01 7.53Е-07 1%

Непреднамеренное закрытие БЗОК или изолирующей арматуры на паропроводе одного ПГ 1.20Е-01 1.69Е-10 0,07% - - -

Отказы в системе техвоаы (РЕ) и промконтура потребителей реакторного отделения (КАА) 5.30Е-02 7.48Е-11 ! 0,03% 1 2.20Е-06 7.93 Е-10 <1%

Частота повреждения активной зоны 2.12Е-07 | 87,11% - 8.1Е-05 97%

Стояночные режимы

Нарушения отвода тепла от активной зоны при разуплотненном реакторе 2Д1Е-06 3.90Е-11 0,02% 1.30Е-02 1.33Е-06 -2%

Обесточивание при разуплотненном реакторе 2.30Е-03 3.13Е-08 12,89% 4.00Е-03 5.75Е-07 - 1%

Частота повреждении активной зоны 3.13Е-08 12,89% - 1,9Е-06 3%

Общая частота повреждения активной зоны 2.38Е-07 100% Частота ПАЗ 8,29Е-05 1011%

Качественная оценка уровня безопасности даст следующие результаты:

- в полном перечне МС отсутствуют МС, которые включают только одно базовое событие с отказом активного элемента или с отказом пассивного элемента с механическими движущимися частями, или с ошибочными действиями персонала в дополнение к любому исходному событию. МС содержат ИС и множественные независимые отказы элементов или отказы по обшей причине. Это означает, что СБ отвечают требованиям принципа единичного отказа;

- для ИС с переходными процессами отсутствуют МС, содержащие отказы по общей причине одной группы однотипных элементов. Это свидетельствует о том, что благодаря применению взаиморсзервирующих активной (САР) и пассивной (СПОТ) систем аварийного отвода тепла через 2-ой контур обеспечена глубокая защита от отказов по общей причине;

- для ИС с течами из 1-го контура также отсутствуют МС, содержащие отказы по общей причине одной группы однотипных элементов. В этом случае в состав МС входят отказы по обшей причине групп элементов технологических, обеспечивающих или управляющих систем и дополнительно к ним отказы элементов гидроемкостей 1-ой или 2-ой ступеней.

Количественная оценка уровня безопасности, выполненная на основе результатов количественных оценок значений частоты ПАЗ, результатов анализов значимости и чувствительности дает следующие результаты:

1) Применение основных проектных решений в соответствии с принятой концепцией безопасности для АЭС-92, которые реализованы в проекте АЭС «Куданкулам», позволили снизить среднее значение общей частоты ПАЗ для этой АЭС примерно в 350 раз по сравнению с действующими АЭС с реакторами В-320;

2) Благодаря применению взаиморезервирующих активной (САР) и пассивной (СПОТ) систем аварийного отвода тепла через 2-ой контур и реализации принципа разнообразия в системах, обеспечивающих изоляцию парогенераторов от окружающей среды (перенос БРУ-А на главный паровой коллектор и установку дополнительных изолирующих задвижек с электроприводом на паропроводах после быстродействующих изолирующих клапанов), вклад от ИС с переходными процессами снизился более чем в 2700 раз по сравнению с АЭС с В-320;

3) Вклад от течей из 1-го контура внутри защитной оболочки в общую частоту ПАЗ снизился примерно в 20 раз по сравнению с АЭС с В-320. Это достигнуто за счет, во-первых, применения проектных решений по использованию отдельных каналов САОЗ для отвода тепла от отработавшего топлива в бассейне выдержки, что обеспечивает защиту от отказов по общей причине за счет использования разнообразия эксплуатационных режимов, во-вторых,

за счет применения гидроемкостей 2-ой ступени, что создает резервы времени для проведения восстановления отказавших активных САОЗ, и, в-третьих, за счет применения блочной конструкции теплоизоляции трубопроводов 1-го контура и специальной конструкции фильтрующих устройств приямков защитной оболочки, что исключает зависимые отказы САОЗ.

Следует отметить, что наибольший вклад (около 38 %) вносят, как уже отмечалось выше, большие течи. Этот вклад может быть снижен за счет реалистических оценок частот больших течей на основе вероятностно-прочностных моделей с учетом концепции «течь перед разрывом»;

4) Вклад в общую частоту ПАЗ от ошибочных действий персонала для АЭС «Куданкулам» снизился примерно в 500 раз по сравнению с АЭС с В-320. При этом основной вклад вносят ошибочные действия персонала в стояночных режимах, которые характеризуются невысоким уровнем автоматизации и для которых неэффективна система пассивного отвода тепла через 2-ой контур. Тем не менее такое резкое снижение вклада от ошибочных действий персонала означает, что в проекте предусмотрена достаточная степень защиты от таких событий;

5) Вклад от течей из 1-го контура во 2-ой контур снижен примерно в 320 раз по сравнению с АЭС с В-320. Это достигнуто за счет введения автоматических сигналов и разработки специальных алгоритмов для управления СБ при таких авариях, исключающих необходимость соответствующих действий персонала и за счет снижения давления в напорных линиях САОЗ ниже давления открытия предохранительных клапанов ПГ;

6) Применение основных решений по проекту АЭС-92 с реакторами ВВЭР нового поколения обеспечивает переход на качественно новый уровень безопасности, который характеризуется действительной реализацией всех детерминистических требований современной концепции безопасности и значениями частот аварий с повреждением активной зоны (2,4-Е-7 на реактор в год для АЭС «Куданкулам»), характерных для природных катаклизмов. Следует отметить, что достижение такого результата в значительной мере обеспечено за счет применения ВАБ на всех стадиях разработки проекта, включая ранние стадии формирования концепции безопасности и последние стадии окончательных оценок и обоснования достигнутого уровня безопасности.

В разделе 3.4 кратко изложены проектные решения по повышению экономичности, которые позволили снизить удельные капитальные вложения на строительство по проекту НВАЭС-2 примерно в 1, 6 раза по сравнению с проектом АЭС с В-320.

Основной эффект в улучшении экономических показателей в проекте НВАЭС-2 достигнут за счет применения принципа совмещения выполнения функций безопасности и функций нормальной эксплуатации и расширенно-

го использования пассивных систем, что приводит к снижению количества кабелей, оборудования, и компонентов в системах контроля и управления, системах электроснабжения, вентиляции и технической воды.

Экономическая эффективность эксплуатации АЭС определяется количеством вырабатываемой энергии, которое зависит от показателей надёжности выработки энергии. Основными показателями надёжности выработки энергии является коэффициент использования установленной мощности (КИУМ), который представляет собой отношение количества вырабатываемой за определенный период времени (например, I год) энергии к тому количеству энергии, которое могло быть произведено, если бы блок работал в этот период на номинальной мощности.

Для новых проектов АЭС с ВВЭР повышенной безопасности определены требования к уровню надёжности выработки энергии, в соответствии с которыми целевое значение КИУМ не должно быть ниже величины 0,85 на интервале времени один год.

В главе 4 приведено описание применения ВАБ при проектировании АЭС «Бушер-1».

В разделе 4.1 дана краткая характеристика концепции безопасности проекта АЭС «Бушер-1».

Проект энергоблока 1 АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран («Бушер-1») разрабатывается как проект достройки этого блока, строительство которого было начато по проекту немецкой фирмы К У/и.

Концепция безопасности АЭС «Бушер-1» основывается на применении реакторной установки ВВЭР-1000 (модификация В-446) и в основном активных четырех канальных СБ, предназначенных для аварийного отвода тепла от активной зоны по 1-ому и 2-ому контурам. Состав оборудования и элементов и конфигурация отдельных каналов СБ аналогичны СБ действующих АЭС с реактором В-320. Основные отличия связаны с тем, что система аварийного охлаждения высокого давления (САОЗ ВД, ТН 15-45) не подключена к приямкам защитной оболочки (30) и отсутствует бак приямок.

Основываясь на результатах ВАБ для энергоблоков 1 -4 Балаковской АЭС и промежуточных результатах ВАБ для АЭС «Бушер-1» в процессе его разработки, в проекте АЭС «Бушер-1» были реализованы новые проектные решения, направленные на снижение влияния отказов по общей причине и ошибочных действий персонала, включая следующие основные решения:

1) Установка общеблочного дизель-генератора и подключение к нему систем нормального отвода тепла через второй контур:

- системы вспомогательных питательных насосов (ВПЭН);

- системы подпитки деаэраторов хим.обессоленной водой;

- системы отвода пара из ПГ.

2) Установка изолирующих задвижек на паропроводах перед БРУ-А.

3) Установка отсечных задвижек вместо обратных клапанов после БЗОК.

4) Снижение напора насосов САОЗ ВД до 7,84 МПа.

5) Введение автоматического сигнала течи из первого контура во второй контур и автоматических алгоритмов управления с использованием этого сигнала следующими действиями:

- приведение БРУ-А на неаварийных ПГ в режим расхолаживания;

- изоляция аварийного ПГ от подачи питательной воды;

- закрытие БЗОК, БРУ-А и отсечных задвижек на аварийном ПГ при наличии этого сигнала и снижении давления в 1 -ом контуре ниже 8,0 МПа.

6) Изменение конструкции теплоизоляции первого контура и изменение конструкции бака приямка, что предотвращает загрязнение бака-приямка.

7) Применение САЗ с 121 органом регулирования.

8) Применение концепции «течь перед разрывом».

9) Соединение всасывающей линии насосов САОЗ ВД с напорными линиями насосов САОЗ НД для обеспечения работы каналов САОЗ ВД от приямков 30 и возможности использования режима «сброс-подпитка».

В разделе 4.2 приведена оценка уровня безопасности АЭС «Бушер» на основе результатов ВАБ уровня 1, который разработан ФГУП «Атом-энергопроект» совместно с ОКБ «Гидропресс» и РНЦ «Курчатовский институт» (РНЦ КИ).

В процессе разработки этого проекта было подготовлено несколько версий (ревизий) ВАБ уровня 1.

В 1999 году была разработана Ревизия 0, которая была передана Иранской Эксплуатирующей организации (NPPD). После получения замечаний от NPPD и их рассмотрения на совещании между представителями NPPD и АЭП в 2001 году была подготовлена Ревизия 1, в которой были учтены замечания NPPD на Ревизию 0. Ревизия 1 была передана в NPPD и в 2002 году с учетом дополнительных замечаний NPPD была подготовлена Ревизия 2, которая была затем передана NPPD в Иранский надзорный орган (NNSD) и в МАГАТЭ для проведения независимой экспертизы.

В апреле 2002 года в Москве состоялась миссия МАГАТЭ по рассмотрению Ревизии 2 ВАБ уровня 1 для АЭС «Бушер».

Результаты оценки значений общей ЧПАЗ в Ревизии 3 ВАБ уровня 1, которая подготовлена по замечаниям миссии МАГАТЭ и замечаниям иранского надзорного органа NNSD, приведены на рис. 2.

И-Ж-Б 3,5%

ОИхт 112,4%

Б-ЬОСЛ 6,5%

в/о К 1,1

!.00Р-$ 8,9%

ШСЛ-С 12,9%

М-1.0СА 2,8%

ЯТ 9,3%'

поел 2,2%

ЭСТЯ 5,2%

9,9%

Рис. 2.

В разделе 4.3 приведена оценка уровня безопасности АЭС «Бушер-1» на основе результатов В АБ.

Оценка проекта включает в себя оценки как по качественным, так и по количественным показателям (раздел 2.9).

Качественный анализ МС для отдельных групп ИС и, в целом для проекта ВАБ показывает, что в полном перечне МС отсутствуют МС, которые включают только одно базовое событие с отказом активного элемента или с отказом пассивного элемента с механическими движущимися частями, или с ошибочными действиями персонала в дополнение к любому исходному событию. МС содержат ИС и множественные независимые отказы элементов или отказы по общей причине.

Это означает, что системы безопасности на АЭС «Бушер» отвечают требованиям принципа единичного отказа.

Расчетное среднее значение общей частоты ПАЗ составляет 9,70Е-6 на реактор в год, что обеспечивает соответствие требованиям «Технического задания на проект «Бушер», требованиям ОПБ-88/97 и рекомендациям

Уровень безопасности АЭС «Бушер», характеризуемый такой величиной ЧПАЗ, оценивается как приемлемый.

Из рисунка 2 можно сделать заключение о том, что проект АЭС «Бушер» является достаточно хорошо сбалансированным, поскольку вклады в значение обшей ЧПАЗ от отдельных групп ИС являются приблизительно одинаковыми.

ШБАС-З.

На основе результатов анализа значимости и чувствительности были сделаны выводы об эффективности разработанных на основе ВАБ проектных решений (см.п.4.1):

1) Включение в проект общеблочного дизель-генератора и подключение к нему систем, которые могут выполнять функции расхолаживания при отказе дизель-генераторов СБ позволяет снизить в 20 раз значение общей ЧГТАЗ.

2) Организация подачи теплоносителя из системы ТН10...40 в систему ТН15...45 позволяет обеспечить длительную работу системы ТН15...45 от приямка гермооболочки и использовать режим сброс-подпитка, что позволяет уменьшить вдвое значение общей ЧПАЗ.

3) Использование резерва времени для восстановления подачи теплоносителя в 1-й контур при компенсируемой течи из 1-го контура в течение 72 часов после отказа системы ТА и системы ТН позволяет уменьшить в 3 раза значение общей ЧПАЗ.

4) Восстановление электроснабжения от энергосистемы в режиме останова при минимальном уровне теплоносителя в разгерметезированном реакторе позволяет уменьшить значение общей ЧПАЗ в 1,6 раз.

В разделе 4.4 изложены выводы по главе 4.

В главе 5 приведено описание применения ВАБ для действующих АЭС с реакторами ВВЭР.

В разделе 5.1 приведено описание применения ВАБ для энергоблоков 3,4 Нововоронежской АЭС.

Энергоблоки 3 и 4 Нововоронежской АЭС (НВАЭС) с реакторами ВВЭР-440 (РУ В-179) были введены в промышленную эксплуатацию соответственно в конце 1971 (блок 3) и в конце 1972 (блок 4) годов. Разработка ВАБ для этих энергоблоков проводилась в несколько этапов в период 1992 - 2003г.

Основные цели разработки ВАБ для энергоблоков 3,4 НВАЭС заключались в использовании результатов ВАБ для выработки мероприятий по повышению безопасности и в использовании ВАБ для обоснования продления назначенного (проектного) срока эксплуатации этих энергоблоков.

ВАБ были выполнены по проектам 1.4 ТАС18-91, МОУ18А, 112.01/96 ТАС1Б-9б и в составе отчета по углубленной оценке безопасности (ОУОБ).

Разработка ВАБ производилась институтом «Атомэнергопроекг» совместно с НВАЭС, ОКБ «Гидропресс» и РНЦ Курчатовский институт.

В составе проекта 112.01/96 ТАС18-96 впервые в отечественной практике был выполнен ВАБ стояночных режимов для энергоблока 4 НВАЭС. Была отработана методология выполнения таких анализов, включая разбиение периода остановки на отдельные состояниях различной конфигурацией энергоблока, определение для каждого состояния, перечней и частот ИС, разработку вероятностных моделей для каждой группы ИС, оценку частот

ПАЗ, анализ результатов и разработку мер по модернизации для снижения значений частоты ПАЗ. Разработанные мероприятия позволили снизить в 13,6 раза снижение общей частоты ПАЗ для стояночных режимов (с 1.33Е-4 до 0,98Е-5 1/год).

Последовательное применение ВАБ для разработки мер по модернизации и оценки их эффективности обеспечили снижение общей частоты ПАЗ для работы энергоблока на мощности со значений 1,8Е-3 1/год, оцененной в ВАБ проекта 1.4 ТАС15-91, до значений 5,2Е-5 1/год, оцененной в ВАБ в составе ОУОБ для энергоблоков 3,4 НВАЭС.

В качестве наиболее эффективных были определены по результатам ВАБ следующие мероприятия:

1) Установка дополнительной системы и передвижной насосной установки с собственным дизельным приводом для подпитки парогенераторов.

2) Организация двухканальной структуры СБ, включая обеспечивающие системы, в т.ч.:

- модернизация систем аварийной подпитки 1-го контура (АПН) и спринклерной системы;

- модернизация системы надежного электроснабжения 2 категории (два дизель-генератора и аккумуляторная батарея в каждом канале);

- модернизация системы технического водоснабжения.

3) Замена клапанов ручного управления на электроприводные клапаны на трубопроводах продувки и на возврате продувки первого контура и обеспечение возможности дистанционного закрытия этих задвижек оператором с БЩУ при течах из 1-го контура, включая течи внутри герметичных помещений, течи за пределы герметичных помещений и течи из 1-го контура во 2-ой контур. Действия персонала производятся на основе имеющихся на НВАЭС симптомно-ориентированных инструкций.

4) Введение автоматических сигналов на открытие задвижек на линиях подвода технической воды к теплообменникам спринклерной системы.

5) Введение автоматического сигнала на запуск систем аварийной питательной воды и дополнительной питательной воды.

6) Введение автоматического сигнала на закрытие секционирующей арматуры на главном паровом коллекторе.

7) Модернизация системы расхолаживания реактора, включая установку технологических конденсаторов в параллель, позволяющую использование системы для одновременного расхолаживания 3 и 4 энергоблоков.

В разделе 5.2 приведено описание стратегии технического обслуживания СБ для АЭС с реакторами В-320.

Особенность использования большинства систем безопасности (СБ) атомных станций заключается в том, что при работе реактора на мощности СБ работают в режиме ожидания и должны находиться в состоянии готовности на случай возникновения исходных событий аварий, требующих их срабатывания.

Одним из наиболее эффективных способов, позволяющих поддерживать надежность СБ на требуемом уровне, является проведение периодического контроля состояния (опробование) элементов при работе их в режиме ожидания. Для многоканальных систем, какими являются СБ, возможны две стратегии проведения периодического контроля их элементов.

В соответствии со стратегией I контроль элементов разных каналов проводится в одинаковые моменты времени, т.е. после окончания контроля элементов первого канала сразу проверяются элементы второго и затем последующих каналов.

Вторая предложенная автором стратегия отличается от первой тем, что опробование каналов производится поочередно со сдвигом на время ф между моментами контроля отдельных каналов.

Значение ф определяется на основе исследования наличия экстремумов (минимум) значений функции вероятности отказа СБ, ф). Функция ф) имеет минимум при ф=/</я, где 1о - период между очередными испытаниями отдельных каналов, а п - число каналов СБ.

Применение стратегии II приводит к снижению вкладов в значения вероятностей отказов системы от отказов по общей причине, что обеспечивается за счет сокращения длительностей времени или увеличения частоты контроля таких отказов. Действительно, периоды времени между моментами контроля скрытых отказов по общей причине для системы в целом сокращаются в этом случае в п раз, где п - число каналов в системе. Вероятность отказа системы за счет скрытых отказов по общей причине определяется по формуле:

ООП ) = — Коп • 1ооп'

где Х00п и ¿00я - соответственно интенсивности отказов и длительности периодов между проведением очередного контроля отказов по общей причине.

Поэтому вероятность скрытого отказа системы за счет ООП будет снижена в п раз (п - число каналов) при применении стратегии II проведения ТО.

Предложенная стратегия ТО СБ включает также определение допустимого времени ремонта отказавшего канала СБ при работе блока на мощности, Тд, длительность которого определена исходя из условий, чтобы

вклад од таких периодов в увеличение значений вероятности отказов СБ не превышал 10%.

Предложенные автором стратегии проведения технического обслуживания и ремонтов СБ были включены в типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (В-320) и АЭС с реакторами ВВЭР-440 (В-213).

В разделе 5.3 приведено описание применения ВАБ для оптимизации регламентов технического обслуживания и ремонтов СБ АЭС с реактором В-320.

Эта работа выполнена в соответствии с п. 1.8.7 программы мероприятий концерна «Росэнергоатом» по обеспечению ядерной, радиационной, технической и пожарной безопасности по период с 01.01.2003 по 31.12.2003 года для обоснования возможности вывода в плановый ремонт отдельных каналов СБ при останове действующих энергоблоков Балаковской и Волгодонской АЭС с реакторной установкой В-320 для проведения реконструкции фильтрующих устройств в баке ГА-201 при плановом останове блоков для проведения капитальных ремонтов (КПР).

Вывод в плановый ремонт каналов СБ приводит к изменению структуры (снижению кратности резервирования) СБ, осуществляющих отвод тепла от ядерного топлива в активной зоне реактора и ядерного топлива в бассейне выдержки, поскольку при проведении ремонта один канал этих систем находится в неработоспособном состоянии. В этом случае трехка-нальная структура систем отвода тепла от ядерного топлива в реакторе и ядерного топлива в бассейне выдержки переходит в двухканальную структуру, что, в свою очередь, приводит к снижению уровня надежности выполнения функции отвода тепла и к увеличению частот или вероятностей повреждения ядерного топлива в реакторе или в бассейне выдержки.

Поэтому методической основой для выработки и принятия решений по допустимости вывода в ремонт каналов СБ является использование результатов ВАБ для стояночных режимов по оценкам значений частот повреждения ядерного топлива (ПЯТ) в реакторе и в бассейне выдержки для базового варианта и вариантов с учетом реализации предлагаемых решений.

В качестве базового варианта рассматривается проведение КПР в соответствии с действующим технологическим регламентом, изложенным в «Рабочем технологическом регламенте безопасной эксплуатации энергоблока № 4 Балаковской АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-320). Р4.0УБ/03».

Нормативная длительность выполнения полного КПР энергоблока, включая полный КПР систем безопасности (СБ) составляет 90 суток. Из этого времени для проведения реконструкции бака ГА-201 требуется 40 суток, в течение которых не предусматривается вывод в ремонт СБ.

Располагаемое время для проведения КПР СБ для базового варианта составит не более 38 суток или 12-13 суток на один канал СБ. Такое время

является крайне недостаточным, поскольку' по оценкам Балаковской АЭС для проведения полного КПР СБ оно должно быть увеличено в 1,5-2 раза.

Увеличение времени ремонта на 13 суток для каждого канала СБ достигается в соответствии с разработанными на основе ВАБ предложениями за счет вывода в ремонт каналов СБ при опустошённом баке-приямке и реализации компенсирующих мероприятий для снижения частоты повреждения ядерного топлива, включая следующие:

1) Создание запаса раствора бора для осуществления подпитки бассейна выдержки от насосов систем заполнения бассейна выдержки не менее 2000 м3;

2) Запрет вывода в ремонт каналов СБ в состоянии с минимальным уровнем теплоносителя в реакторе (на 200-300 мм ниже главного разъема) при проведении операций по разгерметизации реактора в период 3-12 сутки после останова энергоблока и при проведении операций по герметизации реактора после перегрузки ядерного топлива в период 69-81 сутки.

Для выполнения ВАБ весь период КПР был разбит на отдельные эксплуатационные состояния, которые отличаются конфигурацией систем, выполняющих функции отвода тепла от ядерного топлива. Эксплуатационные состояния были определены на основании «Графика капитального ремонта энергоблока №2 Балаковской АЭС в ППР 2003».

Для каждого из выделенных состояний были разработаны вероятностные модели и определены значения частот повреждения ядерного топлива в активной зоне и в бассейне выдержки (ПЯТ) для базового и предлагаемых вариантов.

Внедрение компенсирующих мероприятий позволяет снизить в 1,4 и 1,6 раз значение частоты ПЯТ для предложенных вариантов по сравнению с базовым с одновременным увеличением времени ремонта отдельных каналов СБ с 12-13 до 25-27 суток.

В разделе 5.3 приведена оценка эффективности разработанных на основе ВАБ предложений по переносу плановых ремонтов СБ с периода останова на период работы энергоблока на мощности. Реализация этих предложений позволит снизить значение суммарной по всем состояниям частоты ПЯТ соответственно в 1,6 для текущих ив 1,77 раза для капитальных плановых ремонтов. При этом значения частот ПЯТ для текущих и капитальных плановых ремонтов снижаются соответственно в 62,8 и 16,7 раз, а значения частоты ПАЗ при работе блока на мощности возрастает всего на 1,3 %.

В разделе 6 приведены основные выводы и результаты работы.

1. Разработана методология для выполнения вероятностных анализов безопасности атомных станций, включающая:

1.1 Общую вероятностную модель безопасности и определение комплекса ВПБ;

1.2 Комплекс инженерных методик для построения вероятностных моделей безопасности АС в форме функционально-системных деревьев событий, построения моделей надежности выполнения функций безопасности в форме функционально-системных и элементных деревьев отказов, разработаны рекомендации по моделированию ошибочных действий персонала и моделированию зависимых отказов, включая отказы по общей причине, разработан подход к формированию баз данных по частотам исходных событий и показателям надежности элементов АС, разработана процедура построения интегральной вероятностной модели АС для расчета ВПБ.

2. Разработан подход для проведения комплексной качественной и количественной оценки безопасности АС на основе результатов ВАБ.

3. Методология ВАБ используется в качестве инструмента по решению вопросов безопасности для действующих и проектируемых АС.

С ее применением были выполнены ВАБ уровня 1 для энергоблоков действующих и вновь проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР, включая:

3.1 Мини ВАБ (Mini PSA) для проекта энергоблока 3 с реактором ВВЭР-1000 АЭС Ловииса в Финляндии. Результаты этого ВАБ были использованы для оценки достигнутого уровня безопасности и определения структуры систем безопасности, при которой обеспечивается снижение значений частоты ПАЗ ниже величины 1,0 Е-5 на реактор в год. Мини ВАБ был включен в состав проекта и одобрен финскими надзорными органами;

3.2 ВАБ уровня 1 для энергоблоков с реактором В-320 Балаковской АЭС (1991-2002гг.). Отчеты по ВАБ были включены в состав проектных материалов, представляемых концерном «Росэнергоатом» (РЭА) в Госатомнадзор РФ (ГАН РФ) для получения лицензии на ввод энергоблока 4 в эксплуатацию и для получения лицензий на продолжение эксплуатации блоков 1-4;

3.3 ВАБ уровня 1 для энергоблоков 3 и 4 с реакторами ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС, разработанные по проектам 1.4 и R.01/96 Программ TACIS-91, TACIS-96 и по проекту НОВИСА (по контракту, который финансировался Департаментом энергетики США). Результаты ВАБ использованы для разработки мер по модернизации с целью повышения уровня безопасности этих энергоблоков и для получения лицензии ГАН РФ на продление срока службы этих энергоблоков еще на 10 лет;

3.4 ВАБ уровней 1 и 2 для внутренних исходных событий, ВАБ для пожаров в помещениях АЭС и ВАБ для сейсмических воздействий в составе проекта достройки АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран с реактором ВВЭР-1000 (РУ В-446). ВАБ уровня 1 был подвергнут экспертизе миссии МАГАТЭ и Иранского надзорного органа и использован Иранской эксплуатирующей организацией для получения лицензии на строительство АЭС «Бушер». В процессе проектирования энергоблока на основе результатов ВАБ были разработаны рекомендации по дополнительным проектным

решениям по повышению безопасности, которые позволили снизить значения ПАЗ более чем на порядок по сравнению с первоначальным вариантом проекта;

3.5 На основе результатов ВАБ для АЭС с РУ В-320 были определены слабые места этого проекта и сформулированы основные принципиальные решения по повышению безопасности, которые вошли в концепцию безопасности проектов энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР третьего поколения (проект АС-92). Применение этой концепции позволило создать энергоблок с качественно новым уровнем безопасности с одновременным снижением затрат на его сооружение и эксплуатацию. Основные решения по проекту АС-92 реализованы в проектах второй очереди Нововоронежской АЭС (НВАЭС-2) и в проекте АЭС «Куданкулам» в Республике Индии. ВАБ для этих проектов использованы Индийской эксплуатирующей организацией и Росэнергоатомом для получения лицензий на сооружение этих АЭС. Строительство проводится в настоящее время;

3.6 Разработанная стратегия проведения технического обслуживания систем безопасности включена в «Технологический регламент безопасной эксплуатации АЭС с реакторной установкой В-320»;

3.7 Методика анализа надежности систем безопасности включена в отраслевые руководящие технические материалы РТМ 95490-78 «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования» и Р'ГМ 95823-81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета»;

3.8 Выполненное на основе ВАБ обоснование возможности проведения плановых ремонтов каналов систем безопасности при останове энергоблоков АЭС с В-320 для производства замены фильтров в баке-приямке ГА-201 позволило сократить на 40 суток длительность останова энергоблока 2 Бапаковской АЭС для проведения КПР в 2003 году, с одновременным повышением уровня безопасности (снижением значений общей частоты ПАЗ);

3.9 Разработаны предложения по переносу проведения ППР и КПР систем безопасности для АЭС В-320 с остановленного энергоблока на период работы его на мощности. Такой перенос позволяет снизить значение общей частоты ПАЗ за счет снижения вкладов от стояночных режимов и повысить КИУМ за счет сокращения длительности стояночных режимов.

4. По результатам работы определены также проблемы ВАБ, требующие дальнейшей разработки, которые включают решение следующих основных задач:

4.1 Обоснование принципиальной невозможности катастрофического разрушения коллекторов ПГ или разработка вероятностно-прочностных моделей и оценка вероятностей или частот реализации таких событий.

4.2 Оценка эффективности применения концепции «течь перед разрывом» для снижения частот больших и средних течей из 1-го контура, включая течи из 1-го контура во 2-ой контур.

4.3 Создание отраслевых баз данных по частотам инициирующих событий и показателям надежности оборудования и элементов, включая базы данных по отказам по общей причине, для использования их при разработке ВАБ.

4.4 Обработка эксплуатационных данных и данных по обучению персонала АЭС на тренажерах и создание отраслевой базы данных по вероятностям ошибочных действий персонала для использования их при разработке ВАБ.

По теме диссертации опубликовано 85 работ (одна монография, 2 руководящих технических материала, 12 статей, 23 публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, 47 научно-технических отчетов), в том числе основные:

1. [Клемин А.И.|, Поляков Е.Ф., Швыряев Ю.В. и др. «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования» // Руководящий Технический материал, РТМ 95490-78, НИКИЭТ. -1978. -128 с.

2. Букринский A.M., Швыряев Ю.В. «Требования к надежности систем безопасности АЭС» // Электрические станции. -1981. -№ 3. -С.12-16.

Клемин А.И.|, Поляков Е.Ф., Швыряев Ю.В. и др. «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета» // РТМ-95823-81 НИКИЭТ.-1981.-231 с.

4. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A. «Обеспечение надежности наиболее ответственных систем АЭС» // Электрические станции, № I. -1982. -С.4-8.

5. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A. «Влияние технического обслуживания на надежность систем безопасности АЭС» // Электрические станции, № 6. -1984. С. 12-13.

6. [Клемин А.И.|, Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф. «Количественный анализ надежности систем безопасности атомных станций при проектировании» // Известия Академии Наук СССР. Энергетика и транспорт, № 1.-1986. -С.28-36.

7. Швыряев Ю.В., [Клемин А.И.| «Вероятностные показатели и критерии безопасности» // Сборник «Вопросы обеспечения безопасности современных систем энергетики», Воронеж. -1987. -С.6 - 12.

8. Швыряев Ю.В., Федотов Д.К., Деревянкин А.А. «Оценка влияния надежности .действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС» // Электрические станции, № 4. -1988. -С.6-8.

9. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В. и др. «Оценка вероятностных показателей безопасности АС-У87 и AC-S8» // Проект АЭС с реакторами ВВЭР-ЮОО повышенной безопасности, АЭП, инв. № 11/0-89. -19S8. -370 с.

10. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. «Применение вероятностных анализов безопасности для принятия решений при проектировании атомных станций» // Безопасность атомных станций. Сборник трудов, ч.2. Москва, НТЦ БАЭ. -1990. -С.38-47.

11. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности АЭС «Темелин» в ЧСФР» // Москва, АЭП. -1990. -321 с.

12. Швыряев Ю.В., Антропов Г.А., Барсуков А.Ф. и др. «Mini - PSA АЭС-91 для условий Финляндии» // Проект энергоблока 3 «Ловиса» в Финляндии. ЛиАЭП. -1991. -450 с.

13. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня АС-92» // Проект АЭС-92, Москва, АЭП. -1991. -150 с.

14. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности блока №4 Балаковской АЭС» // АЭП. -1992. -273 с.

15. Швыряев Ю.В. и др. «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения» // Ядерное общество. Москва. -1992. -264 с.

16. Швыряев Ю.В., Деревянкин A.A., Токмачев Г.В. «Вероятностное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440» // «Атомная энергия», том 73, вып. 1, шоль 1992. -С.54-59.

17. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A., Токмачев Г.В. Состояние и проблемы вероятностного анализа безопасности для АЭС с ВВЭР // Атомная энергия, Москва, том 74, вып. б. -1993. -С.459-466.

18. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС. 3 энергоблок. Вероятностный анализ безопасности первого уровня. Том 1. Количественная оценка частоты повреждения активной зоны для внутренних исходных событий // АЭП, Москва. -1996.

19. Shvyryaev Y.V., Barsukov A.F., Krasnorjadtseva О.О. et al. Project: PSA for WER 1000/V320. Summary Report. First Level Probabilistic Safety Analysis for Zaporozh'e NPP. Unit 5. 95-KL-REP-MOHT-EDF-055n01 // AEP, Moscow. -1998. -926 p.

20. Швыряев Ю.В. и др. Атомная электростанция Нововоронежская - 2. Проект, раздел 7. «Вероятностный анализ безопасности»

Том I. Вероятностный анализ безопасности первого уровня, книги 1,2.

Том 2. Вероятностный анализ безопасности второго уровня, книга 1.

Том 3. Вероятностный анализ безопасности для пожаров в помещениях АЭС, книги 1-4.

Том 4. Вероятностный анализ безопасности для сейсмических воздействий, книги 1-3 // Москва, «Атомэнергопроект». -1998. -1243 с.

21. Yu. Shvyryaev., Antropov V.N., Buckrinsky A.M. «Development of Methodology and List of BDBA for WWER-1000 for Quantitative Analysis». // SAM-99 - Information Exchange Forum on "Severe Accident Management", Obninsk, 18-22 October 1999.

22. Yu. Shvyryaev. «Novisa Project PSA of NVNPP3» // Fifth International Information Exchange Forum Safety Analysis for NPP's of WER and RBMK Types, 16-20 October 2000, Obninsk, Russian Federation.

23. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Байковка E.B. и др. // Проект TACIS R2.01/96. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня для проекта АЭС с ВВЭР-230 Нововоронежская АЭС, блок 3: Стояночный режим -21 отчет. -1999-2001,.--928 с.;Работа блока на мощности - 23 отчета. -2000-2001. 1421 с.

24. Швыряев Ю.В. и др. «Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня» // АЭП, Москва. -2000. -681 с.

25. Беркович В.М., Швыряев Ю.В. Применение ВАБ для выработки и принятия решений по обеспечению безопасности АЭС "Куданкулам" в Республике Индия" // Сборник трудов 2-ой всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, Московская область, 19-23 ноября 2001, том 3. -С.208-213.

26. Швыряев Ю.В. Барсуков А.Ф„ Токмачев Г.И. и др. Нововоронежская АЭС, блок 4. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 1. Вероятностный анализ безопасности (уровень 1) // АЭП, Москва. -2002. -647 с.

27. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. Проект NOVISA (WBS 3.1.11). Окончательный отчет по ВАБ первого уровня. 16JW011XR // АЭП, Москва. -2002.

28. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева О.О. и др. АЭС «Куданкулам», блок 1. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по вероятностному анализу безопасности. Пакет St-2.18 K.K.0.0.0.VAB.PR 003, книги 1-6 // «Атомэнергопроект», Москва. -2002.

29. Морозов В.Б., Швыряев Ю.В. "ВАБ для АЭС с ВВЭР в рамках программы TACIS. Основные результаты" // Международная конференция. Десятилетие Программ ТАСИС в странах СНГ, г. Киев, 10-12 иго-ля 2002. Сборник докладов. -С. 167-173.

30. V.N. Krushelnitsky, V.M. Berkovich, Yu. Shvyryaev (Atomenergo-proekt), A.K.- Podshebaykin, N.S. Fil (ОКБ Gydropress). Optimization of design solutions on safety and economy for power unit of NPP with WWER reactor of new generation // 1AEA-TECDOC-I290 Improving economies and Safety of water cooled reactors Proven means and new approaches. International Atomic Energy Agency IAEA. -May 2002. -P. 139-148.

31. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева O.O. и др. Проект АЭС «Бушер». Вероятностный анализ безопасности. 18.BU.1 0.0.00.VAB.PR // «Атомэнергопроект», Москва. -2003.

32. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева О.О. «Обоснование возможности вывода в ремонт каналов СБ при выполнении капитального ремонта с реконструкцией бака ГА-201 энергоблоков АЭС с реактором В-320» // «Атомэнергопроект», Москва. -2003. -148 с.

33. Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. «Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения» ¡1 Теплоэнергетика, № 11.-2003.-С.2-10.

34. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева О.О. "Применение ВАБ для оценки эффективности мер по модернизации и обоснование возможности изменения регламента технического обслуживания и ремонтов систем безопасности для АЭС с В-320" // 3-я научно-техническая конференция ОКБ ГП "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", 26-30

, мая 2003, г. Подольск Моск.обл. -С.207-210.

35. Швыряев Ю.В. «Современный подход к методологии вероятностного анализа безопасности атомных станций» // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. -2004. -№1. -С. 17-24.

РНБ Русский фонд

2007-4 17155

13 МАЙ 2004

Введение.

1 Краткий обзор состояния проблемы.

2 Методология вероятностного анализа безопасности АС.

2.1 Общая вероятностная модель безопасности АС.

2.2 Содержание методологии ВАБ.

2.3 Отбор и группировка инициирующих событий.

2.3.1 Определение понятия и классификация инициирующих событий.

2.3.2 Составление полного перечня внутренних ИС.

2.3.3 Группирование ИС.

2.4 Разработка деревьев событий.

2.4.1 Основные понятия и порядок построения ДС.

2.4.2 Основные принципы разработки ДС.

2.5 Методология анализа надежности СБ.

2.5.1 Общие положения.

2.5.2 Классификация отказов элементов.

2.5.3 Построение моделей надежности систем.

2.5.4 Количественный анализ надежности СБ.

2.6 Методика анализа зависимых отказов.

2.6.1 Виды зависимых отказов.

2.6.2 Анализ зависимостей при построении деревьев событий.

2.6.3 Анализ зависимостей при разработке моделей надежности систем.

2.6.4 Качественный анализ отказов общего вида.

2.7 Анализ надежности персонала.

2.7.1 Общие положения.

2.7.2 Основные этапы выполнения анализа надежности персонала

2.8 Оценка параметров надежности элементов.

2.8.1 Термины и определения используемые при анализе данных.

2.8.2 Определение групп компонентов для задачи анализа данных

2.8.3 Использованные источники данных.

2.8.4 Определение границ компонентов.

2.8.5 Определение видов отказов элементов.

2.8.6 Классификация событий по условиям обнаружения и восстановления.

2.8.7 Номенклатура показателей надежности.

2.8.8 Моделирование отказов элементов на деревьях отказов.

2.8.9 Методы применяемые для задачи оценки параметров надёжности.

2.9 Подход к оценке и обоснованию безопасности АС на основе результатов ВАБ.

2.9.1 Общие положения.

2.9.2 Качественная оценка безопасности на основе результатов

2.9.3 Количественная оценка безопасности на основе результатов

2.10 Выводы по главе 2.

3 Применение ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения.

3.1 Введение.

3.2 Концепция безопасности.

3.2.1 Реакторная установка В-392.

3.2.2 Системы безопасности АЭС-92.

3.3 Оценка эффективности проектных решений для

АЭС-92 на основе результатов ВАБ.

3.3.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1.

3.3.2 Результаты ВАБ уровня 1.

3.3.3 Анализ значимости.

3.3.4 Анализ чувствительности.

3.3.5 Анализ неопределенностей значений частоты ПАЗ.

3.3.6 Оценка уровня безопасности АЭС «Куданкулам» на основе результатов ВАБ.

3.4 Проектные решения по повышению экономичности.

3.4.1 Снижение затрат на сооружение АЭС.

3.4.2 Повышение показателей надежности выработки энергии.

3.5 Выводы по главе 3.

4 Применение ВАБ при проектировании АЭС «Бушер-1».

4.1 Краткая характеристика концепции безопасности проекта АЭС «Бушер-1».

4.2 Оценка уровня безопасности АЭС «Бушер» на основе результатов ВАБ уровня 1.

4.2.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1.

4.2.2 Исходные данные и предположения при проведении количественных оценок значений частот ПАЗ.

4.2.3 Устранение логических петель.

4.2.4 Результаты оценки частоты повреждения активной зоны.

4.3 Оценка уровня безопасности АЭС «Бушер-1» на основе результатов ВАБ. fc 4.4 Выводы по главе 4.

5 Применение ВАБ для действующих АЭС с реакторами ВВЭР.

5.1 Применение ВАБ для энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС.

5.1.1 Введение.

5.1.2 Результаты ВАБ по проекту 1.4.TACIS-91.

5.1.3 Результаты ВАБ по проекту NOVISA.

5.1.4 Результаты ВАБ по проекту R2.01/96 TACIS-96.

5.1.5 Применение ВАБ при обосновании возможности продления назначенного срока службы энергоблоков 3,4 НВАЭС.

5.1.6 Выводы по разделу 5.1.

5.2 Разработка стратегии технического обслуживания

СБ для АЭС с реакторами В-320.

5.2.1 Выводы по разделу 5.2.

5.3 Применение ВАБ для оптимизации регламентов технического ^ обслуживания и ремонтов СБ АЭС с реактором В-320.

5.3.1 Обоснование внесения изменений в технологический регламент проведения капитальных ремонтов СБ.

5.3.2 Оптимизация технического обслуживания и ремонтов систем безопасности АЭС с В-320.

5.3.3 Выводы к разделу 5.3.

Атомные станции (АС) вследствие накопления в процессе эксплуатации значительных количеств радиоактивных продуктов и наличия принципиальной возможности выхода их при авариях за предусмотренные границы представляют собой источник потенциальной опасности или источник риска радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. Степень радиационного риска прямо зависит от уровня безопасности АС, которая является одним из основных свойств АС, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии.

В соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ-88/97 /3/ понятие (или термин) «Безопасность АС» определено как «свойство АС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами».

В соответствии с «Федеральным Законом о Техническом Регулировании» /2/ понятие безопасности объектов определено как «состояние, при котором отсутствует недопустимый риск, связанный с причинением вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений». В свою очередь понятие риска в этом Законе определяется как «вероятность причинения вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений с учетом тяжести этого вреда».

По отношению к АС причинение вреда связано с радиационным воздействием. Поэтому приведенные в ОПБ-88/97 и «Федеральном Законе о Техническом Регулировании» определения понятия безопасности можно считать эквивалентными.

На большинстве эксплуатируемых в настоящее время АС используются реакторы водоводяного типа (ВВЭР, РУ\!И). Как показывает мировой опыт, АС с такими реакторами представляют собой источники энергии, удовлетворяющие самым жестким экологическим требованиям в условиях их нормальной эксплуатации. Потенциальная опасность возникает при авариях, в процессе которых накопленные в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) и теплоносителе 1-го контура радиоактивные продукты могут выходить за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации пределы.

Аварии относятся к категории случайных событий, которые характеризуются размерами последствий и величинами вероятностей их реализации. Понятие аварии составляет фундаментальную основу безопасности, как внутреннего свойства АС, и определяет вероятностную природу этого свойства.

Следует отметить, что вероятностная природа безопасности заключена уже в приведенных выше определениях этого свойства.

Актуальность работы состоит в том, что оценка и обоснование достигаемого при проектировании и эксплуатации АС уровня безопасности должно проводиться на основе применения методов системного анализа, что может быть реализовано за счет разработки и применения методологии вероятностных анализов безопасности (ВАБ). ВАБ признаны как сторонниками, так и противниками использования атомной энергетики единственным практическим средством для комплексной качественной и количественной оценки безопасности АС.

Вероятностный анализ безопасности АС представляет собой комплексный, всесторонний системный анализ безопасности, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и конечных состояний АС с превышением установленных пределов по выбросам радиоактивных продуктов и радиационному воздействию-на население и окружающую среду и определяются значения вероятностных показателей безопасности. Результаты ВАБ используются для качественных и количественных оценок достигнутого уровня безопасности, а также для выработки и принятия решений при проектировании и эксплуатации АС.

ВАБ могут выполняться на различных стадиях жизненного цикла АС, включая проектирование, сооружение, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию и снятие с эксплуатации. Наиболее эффективно и со сравнительно небольшими затратами ВАБ могут использоваться на этапе проектирования АС, где их результаты могут служить основой для выработки технических решений, направленных на повышение безопасности и внедряемых непосредственно в проект АС. Применение ВАБ на этапе проектирования позволяет создать АС с заданным уровнем безопасности.

ВАБ могут быть эффективно использованы также для разработки мероприятий по повышению безопасности действующих АС.

ВАБ представляет собой итеративный процесс, который может включать несколько стадий, различающихся между собой по целям, объему, содержанию и глубине выполняемых анализов. Объем и содержание ВАБ определяют его полноту и, в конечном счете, уровень остаточного риска (т.е. риска, который не подвергся анализу), а глубина ВАБ определяет уровень реалистичности разработанных вероятностных моделей безопасности АС. Все это, в свою очередь, оказывает определяющее влияние на достоверность получаемых результатов и эффективность их использования в качестве основы для разработки проектных решений по управлению безопасностью.

Полнота ВАБ определяется перечнем рассмотренных исходных событий (ИС). Разработка полномасштабных ВАБ должна производиться для полных перечней внутренних (вызванных отказами систем, элементов или ошибочными действиями персонала АС), внутриплощадочных (вызванных воздействиями пожаров, затоплений, пароводяных струй, биений трубопроводов, летящих предметов, изменений температур, влажности в помещениях АС) и внешних (вызванных характерными для площадки АС воздействиями природного или техногенного характера) исходных событий.

В зависимости от объема, целей и возможного использования результатов различают несколько уровней вероятностных анализов безопасности /25,116/.

ВАБ АС уровня 1 - ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и оцениваются значения частот или вероятностей их реализации. В качестве основных источников радиоактивности для АС с ВВЭР рассматриваются ядерное топливо в активной зоне реактора и отработавшее ядерное топливо в бассейне выдержки.

ВАБ АС уровня 2 - ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения различных категорий выбросов радиоактивных продуктов в окружающую среду или различных значений экспозиционных доз в зоне планирования защитных мероприятий и оцениваются значения частот или вероятностей их реализации.

ВАБ АС уровня 3 - ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения видов и размеров ущербов, вызванных радиационным воздействием на население и окружающую среду.

Основываясь на приведенном в ОПБ-88/97 определении безопасности и целевых значениях вероятностей превышения предельных аварийных выбросов (п.1.2.17) и вероятностей запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны реактора (п.4.2.2), можно сделать вывод о том, что для анализа, оценки и обоснования достигнутого при проектировании и эксплуатации АС уровня этого свойства необходимо и достаточно выполнение полномасштабных ВАБ уровней 1 и 2. Этот вывод подкрепляется также тем обстоятельством, что уже определение вероятностных показателей для радиационных последствий по результатам ВАБ уровня 2 связано с большой степенью неопределенностей вследствие недостаточных значений о процессах при тяжелых запро-ектных авариях.

Выполнение ВАБ уровня 3 с оценкой показателей риска нанесения ущерба здоровью или жизни людей на окружающей АС территории требует определения условных вероятностей получения человеком соответствующих доз. Это связано с еще большими неопределенностями в оценках показателей риска, что приводит к практической бесполезности проведения таких оценок. Поэтому основные решения по безопасности принимаются по результатам ВАБ уровней 1 и 2.

Основные цели работы

Основные цели диссертационной работы заключаются в разработке методологии ВАБ и ее применении в качестве инструмента для анализа, оценки, выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Применение ВАБ при проектировании обеспечивает реализацию комплексного системного подхода к анализу и обоснованию безопасности и позволяет создавать АС с заданным уровнем этого свойства для достижения приемлемо низкого уровня радиационного риска от использования АС.

Научная новизна работы

1. Впервые в отечественной практике с использованием методов теории вероятностей и теории надежности разработана методология выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности атомных станций, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

В процессе разработки методологии ВАБ решены следующие научные проблемы:

- Предложена общая вероятностная модель безопасности АС, с использованием которой определен комплекс вероятностных показателей безопасности (ВПБ) и систематизированы задачи, решение которых необходимо для выполнения ВАБ;

- Разработан комплекс инженерных методик и подходов для выполнения отдельных задач ВАБ, включая составление перечней инициирующих событий (ИС), построение вероятностных моделей для определения полного множества возможных состояний АС, построение моделей надежности систем, выполняющих функции безопасности, моделирование зависимых отказов и отказов по общей причине или отказов общего вида, моделирование ошибочных действий персонала, формирование баз данных по значениям частот ИС и показателей надежно-" сти элементов и оборудования, построение интегральной вероятностной модели АС, выполнение количественных расчетов, анализов неопреде--' ленностей, значимости и чувствительности значений ВПБ.

2. Разработан подход комплексной оценки безопасности АС на основе результатов ВАБ.

3. Впервые в отечественной практике ВАБ применены для решения следующих вопросов безопасности при проектировании и эксплуатации АС:

3.1. Разработана концепция безопасности АС с ВВЭР третьего поколения, которая обеспечивает переход на качественно новый уровень безопасности по сравнению с действующими АС;

3.2. Разработана стратегия проведения периодического технического обслуживания и ремонтов систем безопасности;

3.3. Разработан подход по обоснованию внесения изменений в действующие технологические регламенты безопасной эксплуатации АС с реакторами В-320.

3.4. Выполнена оптимизация структуры управляющих систем безопасности для действующих АЭС с реакторами В-320.

3.5. Обоснована возможность продления на 10 лет назначенного (проектного) срока эксплуатации энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС с реакторами В-179.

Практическая ценность работы

Методология ВАБ используется в качестве инструмента по решению вопросов безопасности для действующих и проектируемых АС.

С ее применением были выполнены ВАБ уровня 1 для энергоблоков действующих и вновь проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР, включая:

- ВАБ уровня 1 для энергоблоков с реактором В-320 Балаков-ской АЭС (1991-2001 гг.). Отчеты по ВАБ были включены в состав проектных материалов, представляемых концерном «Росэнергоатом» (РЭА) в Госатомнадзор РФ (ГАН РФ) для получения лицензии на ввод энергоблока 4 в эксплуатацию и для получения лицензий на продолжение эксплуатации блоков 1-4 Балаковской АЭС;

ВАБ уровня 1 для энергоблоков 3 и 4 с реакторами ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС, разработанные по проектам 1.4 и Р.01/96 Программ ТАС18-91, ТАС1Э-96 и по проекту НОВИСА (по контракту, который финансировался Департаментом энергетики США). Результаты ВАБ использованы для разработки мер по модернизации с целью повышения уровня безопасности этих энергоблоков и для получения лицензии ГАН РФ на продление срока службы этих энергоблоков еще на 10 лет;

- ВАБ уровней 1 и 2 для внутренних исходных событий, ВАБ для пожаров в помещениях АЭС и ВАБ для сейсмических воздействий в составе проекта достройки АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран с реактором ВВЭР-1000 (РУ В-446). ВАБ уровня 1 был подвергнут экспертизе миссии МАГАТЭ и Иранского надзорного органа и использован Иранской эксплуатирующей организацией для получения лицензии на строительство АЭС «Бушер». В процессе проектирования энергоблока на основе результатов ВАБ были разработаны рекомендации по дополнительным проектным решениям по повышению безопасности, которые позволили снизить значения частоты ПАЗ более чем на порядок по сравнению с первоначальным вариантом проекта;

- На основе результатов ВАБ для АЭС с РУ В-320 были определены слабые места этого проекта и сформулированы основные принципиальные решения по повышению безопасности, которые вошли в концепцию безопасности проектов энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР третьего поколения (проект АС-92). Применение этой концепции позволило создать энергоблок с качественно новым уровнем безопасности с одновременным снижением затрат на его сооружение и эксплуатацию. Основные решения по проекту АС-92 реализованы в проектах второй очереди Нововоронежской АЭС (НВАЭС-2) и в проекте АЭС «Куданку-лам» в Республике Индии. ВАБ для этих проектов использованы Индийской эксплуатирующей организацией и Росэнергоатомом для получения лицензий на сооружение. Строительство этих АЭС проводится в настоящее время;

- Разработанная стратегия проведения технического обслуживания систем безопасности включена в технологические регламенты безопасной эксплуатации действующих АЭС с реакторной установкой В-320;

- Методика анализа надежности систем безопасности включена в отраслевые руководящие материалы РТМ 95490-78 «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования» и РТМ 95823-81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета»;

Выполненное на основе ВАБ обоснование возможности проведения плановых ремонтов каналов систем безопасности при останове энергоблоков АЭС с В-320 для производства замены фильтров в бакеприямке ГА-201 позволило сократить на 40 суток длительность останова энергоблока 2 Балаковской АЭС для проведения КПР в 2003 году.

Достоверность результатов работы

Достоверность научных положений, методологии и практических результатов работы подтверждается сравнением с современной методологией, широко применяемой в мировой практике, долговременным (на протяжении более 25 лет) использованием в отечественной практике, результатами экспертиз Госатомнадзора России, надзорных органов и эксплуатирующих АС организаций Индии, Ирана, Финляндии, миссии МАГАТЭ результатами экспертиз многих ведущих в области ВАБ организаций США (SAIC, ArgoneNL), Англии (NNC Limited), Германии (GRS, Westinghouse Reactor), Франции (EDF, IPSN). Практически все разработанные на основе ВАБ рекомендации по безопасности внедрены на действующих и в проекты новых и достраиваемых АС с ВВЭР.

Личный вклад автора

Непосредственно автором в составе целостной методологии выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности АС разработаны общая вероятностная модель безопасности АС, комплекс вероятностных показателей безопасности, основы и общие подходы построения детальных вероятностных моделей для определения полного множества аварийных состояний, построения моделей надежности СБ, включая определение перечней исходных событий, систематизацию особенностей структуры, режимов использования, регламентов технического обслуживания и ремонтов, многообразия видов отказов, определение функций вероятностей отказов элементов, подход к анализу ошибочных действий персонала и подход к комплексной качественной и количественной оценке и обоснованию безопасности на основе результатов ВАБ.

Детальная разработка отдельных составных частей методологии ВАБ и анализов надежности систем производилась под руководством и при участии автора сотрудниками возглавляемых им подразделений.

Разработка ВАБ для действующих и проектируемых АС в России и за рубежом, включая работы по ВАБ по проектам Программ TACIS, финансируемых Комиссией Европейского Сообщества, и по контрактам с EDF, GRS, USDOE, была выполнена под руководством и при непосредственном участии автора сотрудниками БКП-5 совместно с сотрудниками других подразделений ФГУП «Атомэнергопроект» и сотрудниками ФГУП ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИАЭС. Автор, в частности, лично разрабатывал разделы по моделированию аварийных последовательностей, анализам результатов, выводам и рекомендациям.

Положения, выносимые на защиту

1. Методология выполнения вероятностных анализов безопасности АС, включающая общую вероятностную модель безопасности и комплекс ВПБ, комплекс методик, подходов и принципов для построения детальных вероятностных моделей для определения полных множеств аварийных состояний АС, моделей надежности систем, подходы для моделирования зависимых отказов, ошибочных действий персонала, формирования баз данных, разработки интегральной вероятностной модели АС в целом и выполнения количественных расчетов ВПБ.

2. Подход для проведения комплексной качественной и количественной оценки безопасности на основе результатов ВАБ.

3. Результаты применения методологии ВАБ в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Апробация работы

Основные положения и результаты диссертации докладывались и получили положительную оценку на внутренних и международных конференциях и семинарах: 17-й Всесоюзный семинар «Методологические вопросы исследования надежности больших систем энергетики», Паланга, 1982; Всесоюзный научный семинар «Методы комплексной автоматизации установок по преобразованию тепловой и атомной энергии в электрическую», Москва, 1984; 17-й отраслевой семинар «Надежность ядерных энергетических установок. Теория и практика», НИКИЭТ, 1984; Научно-практическая конференция ГПАН, Москва, 1991; Конференция «Практика разработки ВАБ и использование их результатов для действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР», Москва, «Атомэнергопро-ект», 2002; Советско-западногерманский семинар по вопросам безопасности, Москва, 1988; Советско-американские семинары в Москве (1989) и Вашингтоне (1990); Технический комитет МАГАТЭ «Применение ВАБ для новых проектов и систем снижения аварийных последствий», Вена, Австрия, 1989; Технический комитет МАГАТЭ «Достижения в анализах надежности и вероятностных анализах безопасности», Будапешт, Венгрия, 1992; Конференция МАГАТЭ, Вена, Австрия, 2001; Советско-английский семинар по «Проектированию АЭС с ВВЭР/PWR и применению ВАБ» в Москве (1991) и Натсфорде (1991).

Материалы по ВАБ уровня 1 для АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран докладывались на совещании с миссией МАГАТЭ, Москва, 2002. Материалы по проектам TACIS рассматривались на многочисленных рабочих совещаниях с консультантами западных фирм в процессе их выполнения и на итоговых совещаниях в Комиссии Европейского Сообщества.

Материалы диссертации обсуждались на заседаниях Научно-технического Совета ФГУП «Атомэнергопроект» и кафедры АСУ Обнинского технического университета атомной энергетики.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 85 работ (одна монография, 2 руководящих технических материала, 12 статей, 23 публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, 47 научно-технических отчетов), в том числе основные:

1. Швыряев Ю.В. и др. «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения». Ядерное общество. Москва, 1992, 266 стр.

2. ¡Кпёмин А.И[., Поляков Е.Ф. Швыряев Ю.В. и др. «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования». Руководящий Технический материал, РТМ 95490-78, НИКИЭТ, 1978, 128 стр.

3. [Клёмин А.И|., Поляков Е.Ф. Швыряев Ю.В. и др. «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета». РТМ-95823-81 НИКИЭТ, 1981, 231 стр.

4. Букринский A.M., Швыряев Ю.В. «Требования к надежности систем безопасности АЭС». Электрические станции, № 3, 1981, стр. 1216.

5. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A. «Обеспечение надежности наиболее ответственных систем АЭС». Электрические станции, № 1, 1982, стр. 4-8.

6. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A. «Влияние технического обслуживания на надежность систем безопасности АЭС». Электрические станции, № 6, 1984, стр. 12-13.

7. Швыряев Ю.В., Трахтенберг М.Д. и др. «Расчет показателей надежности подсистемы управления блока ВВЭР-1000 ЗаАЭС». Отчет АТЭП. Книги 1 и 2. 1985, 300 стр.

8. [Клёмин А.И|., Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф. «Количественный анализ надежности систем безопасности атомных станций при проектировании». Известия Академии Наук СССР. Энергетика и транспорт, №1, 1986, стр 28-36.

9. Швыряев Ю.В., ¡Клемин А.И.| «Вероятностные показатели и критерии безопасности», Сборник «Вопросы обеспечения безопасности современных систем энергетики», Воронеж, 1987, 6 стр.

10. Швыряев Ю.В., Федотов Д.К., Деревянкин A.A. «Оценка влияния надежности действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС». Электрические станции, № 4, 1988, стр. 6-8.

11. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В. и др. «Оценка вероятностных показателей безопасности АС-У87 и АС-88». Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП, инв. № 11/089, 1988, 370 стр.

12. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. «Применение вероятностных анализов безопасности для принятия решений при проектировании атомных станций». Безопасность атомных станций. Сборник трудов, ч.2. Москва, НТЦ БАЭ 1990, с.38-47.

13. Швыряев Ю.В., Деревянкин A.A., Токмачев Г.В. «Вероятностное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440», «Атомная энергия», том 73, вып. 1, июль 1992, стр. 54-59.

14. Швыряев Ю.В. и др. Атомная электростанция Нововоронежская - 2. Проект, раздел 7. «Вероятностный анализ безопасности» (Том 1. Вероятностный анализ безопасности первого уровня, книги 1,2; Том 2. Вероятностный анализ безопасности второго уровня, книга 1; Том 3. Вероятностный анализ безопасности для пожаров в помещениях АЭС, книги 1-4; Том 4. Вероятностный анализ безопасности для сейсмических воздействий, книги 1-3), Москва, «Атомэнергопроект», 1998, 1243 стр.

15. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня. Москва, 2000, 681 стр.

16. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. Проект TACIS R2.01/96. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня для проекта АЭС с

ВВЭР-230 Нововоронежская АЭС, блок 3: Стояночный режим: 21 отчет, 1999-2001, 928 стр.; Режим работы на мощности: 23 отчета, 2000-2001, 1421 стр.

17. Беркович В.М., Швыряев Ю.В. «Применение ВАБ для выработки и принятия решений по обеспечению безопасности АЭС "Куданку-лам" в Республике Индия». Сборник трудов 2-ой всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, Московская область, 19-23 ноября 2001, том 3, стр. 208-213.

18. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 4. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 1. Вероятностный анализ безопасности (уровень 1). Москва, 2002, 647 стр.

19. Швыряев Ю.В. и др. АЭС «Бушер». Вероятностный анализ безопасности. 18.Ви. 10.0.00.\ZAB.PR. «Атомэнергопроект», Москва 2003.

20. Швыряев Ю.В. и др. АЭС «Куданкулам», блок 1. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по вероятностному анализу безопасности. Пакет 51-2.18 К.К.О.О.О.Х/АВ.РР* 003, книги 1-6. «Атомэнергопроект», Москва, 2002.

21. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева О.О. «Обоснование возможности вывода в ремонт каналов СБ при выполнении капитального ремонта с реконструкцией бака ГА-201 энергоблоков АЭС с реактором В-320». «Атомэнергопроект», Москва, 2003, 147 стр.

22. Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. «Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения». Теплоэнергетика, № 11, 2003, стр. 2-10.

Структура и объем работы.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 187 наименований и четырех приложений. Общий объем работы составляет 341 страниц, основной текст изложен на 310 страницах, содержит 34 рисунка и 37 таблиц.

1. 02.97 № 28-ФЗ и от 10.07.2001 № 94-ФЗ), № 170-ФЗ, 21 ноября 1995.

2. Федеральный Закон «О техническом регулировании», № 184-ФЗ, 27 декабря 2002.

3. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ- 88/97, НП-001-97 , Госатомнадзор России. -1997.

4. Нормы радиационной безопасности, НРБ-99, СП 2.6.1.758-99, Главный государственный санитарный врач Российской Федерации. -1999.

5. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций, ПРБ АС-99, Минздрав России. -1999.

6. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реакторами типа ВВЭР, НП-006-98 (с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 15.01.96 № 1), Госатомнадзор России. -1995.

7. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АЭС), РБ-001-97, (РБ Г-12-42-97), Госатомнадзор России. -1997.

8. Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока атомной станции, РД-04-31-2001, Госатомнадзор России. -2001.

9. Заявление Госатомнадзора России «Применение вероятностного анализа безопасности действующих энергоблоков атомных станций». -1999.

10. Руководство по проведению экспертизы вероятностного анализа безопасности атомных электростанций. Часть 1. ВАБ уровня 1. Раздел 1.1 «Внутренние инициирующие события», ДНП-1-25-2002-/090, Москва, НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России. -2002.

11. Рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности блока атомных станций уровня 1 для внутренних инициирующих событий (при работе блока в режиме выработки электроэнергии во внешнюю сеть), РБ-024-02, Госатомнадзор России. -2002.

12. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant (Reactor Safety Study), Rep.WASH-1400, Washington, DC.-1975.

13. Биркхофер А. Исследования риска при эксплуатации атомных электростанций в ФРГ. Бюллетень МАГАТЭ. -1980. -книга 22. -№ 5/6.

14. Токмачев Г. В. Вероятностные анализы безопасности первого уровня АЭС с реакторами PWR. Атомная техника за рубежом. -1988. -N 12. -С. 18-22.

15. Токмачев Г.В. Состояние и тенденции развития вероятностных анализов безопасности атомных станций. Новости науки и техники. Атомная энергетика. -1990. -вып. 7. -С.17-22.

16. Гнеденко Б.В., Беляев Ю.К., Соловьев А.Д. Математические методы в теории надежности. Москва, Наука. -1965.

17. Гнеденко Б.В., Козлов Б.А., Ушаков И.А. О роли и месте теории надежности в процессе создания сложных систем. В книге «Теория надежности и массового обслуживания». Москва, Наука. -1969.

18. Farmer F.R. Siting criteria - А new approach. Vienna, IAEA. -1967.

19. Vesely W.A. Time - dependent methodology for fault tree evaluation. Nuclear Engeneering and Design, vol. 13. -1970. -№ 2.

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

21. Владимиров Д.А. Булевы алгебры. М.: Наука. -1969. -320 с.

22. I Клёмин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. Москва, Атомиздат. -1974.

23. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1), IAEA Safety Series No. 50-P-4// IAEA,Vienna, Austria. -1992.

24. NUREG/CR-2300, "PRA Procedures Guide," January 1983.

25. NUREG/CR-2815, "Probabilistic Safety Analysis Procedures Guide", US NRC, August 1985.

26. NUREG/CR-4550. Analysis of Core Damage Frequency from Internal Events: Methodology Guidelines. Volume 1. NRC, USA, September 1987.

27. NUREG/CR-1150 „Severe Accident Risk: An assessment of for Five US Nuclear Power Plants", US NRS, Washington DC. -1990.

28. Working Materials of the Workshop conducted under IAEA Technical Cooperation Project RER/9/068 "Harmonization of Probabilistic Safety Assessment Practices", IAEA, Vienna, Austria. -2002.

29. Applications of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants", lAEATECDOC Series No. 1200. -2001.

30. Regulatory Guide 1.174, "An approach for using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis", USNRC.-1998.

31. Regulatory Guide 1.175-1.178, "An approach for Plant-Specific Risk-Informed Decision Making", US NRC. -1998.

32. Swain, A.D., Guttman, H.E., Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, NUREG/CR-1278, Sandia Nalt. 1.abs, Albuquerque, NM. -1983.

33. HALL, R.E., FRAGOLA, I.R., WREATHALL, J., Post Event Human Decision Errors: Operator Action Tree/Time Reliability Correlation, Rep. NUREG/CR-3010, USNRC, Washington, DC.-1982.

34. Hannaman, G.W., Spurgin, A.J., and Fragola, J.R., Systematic Human Action Reliability Procedure (SHARP), NP-3583, Electric Power Research Institute. -1984.

35. Embrey at al., "SLIM-MAUD": An Approach to Assessing Human Error Probabilities Using Structured Expert Judgement", NUREG/CR-6350. -1996.

36. IAEA Safety Series 50-P-10, "Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants". -1995.

37. Проект NOVISA. Детальный анализ ошибок персонала и восстанавливающих действий. 6hw020xr. Нововоронежская АЭС. -2000.

38. COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES ISPRA RESEARCH CENTRE, Common Cause Failures Reliability Benchmark Exercise, Rep. EUR-11054-EN, CEC, Ispra. -1987.

39. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Procedures for Treating Common Cause Failures in Safety and Reliability Studies, Vol. 1, Rep. NUREG/CR-4780, Washington, DC.-1988.

40. HIRSCHBERG, S., Retrospective Analysis of Dependencies in the Swedish Probabilistic Safety Studies, Phase I: Qualitative Overview, Rep. ASEA-ATOM-87-36, ASEA-ATOM (now ABB ATOM), Vaesteraas. -1987.

41. HIRSCHBERG, S. (Ed.), Summary Report on Common Cause Failure Data Benchmark Exercise, Rep. RAS-470 (86) 14, Nordic Liaison Committee for Atomic Energy (NKA), Risoe. -1987.

42. EDWARDS, G.T., WATSON, I.A., A Study of Common Mode Failures, Rep. SRDR-146, United Kingdom Atomic Energy Authority Safety and Reliability Di rectorate, Culcheth, Warrington. -1979.

43. FLEMING, K.N., et al., Classification and Analysis of Reactor Operating Experi ence Involving Dependent Failures, Rep. EPRI-NP-3967, Palo Alto, CA. -1985.

44. Mankamo T. and Pulkkinen Dependent Failutures of Diesel Generators. Nuclear Safety, Vol.23, N01.-1982.

45. Atwood, C.L., 1980a. Common Cause and Individual Failure and Fault Rates for 1.icensee Event Reports of Pumps at U.S. Commercial Nuclear Power Plants, draft, EGG-EA-5289, EG&G Idaho, Inc., Idaho Falls, Idaho.

46. Atwood. C.L., 1980b. Estimators for the Biomlal Failure Rate Common Cause Model, USNRC Report NUREG/CR-1401.

47. Atwood C.L., 1982a. Common Cause Fault Rates for Pumps: Tstimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Commercial Nuclear Power Plants, January 1972-September 1980, USNRC Report NUREG-CR-2098.

48. Atwood, C.L., 1982b. Common Cause Fault Rates for Instrumentation and Con trol Assemblies: Estimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Commer cial Nuclear Power Plants, 1976-1978, USNRC Report NUREG/CR-2771.

49. Atwood, C.L., and J.A. Steverson, 1982a. Common Cause Fault Rates for Die sel Generators: Estimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Nuclear Power Plants, 1976-1978, USNRC Report NUREG/CR-2G99.

50. Atwood C.L., and J.A. Steverson, 1982b. Common Cause Fault Retes for Valves: Estimates Based on Lisensee Event Reports at U.S. Commercial Nu clear Power Plants, 1976-1980, USNRC Report NUREG/CR-2770.

51. Atwood, C.L, and W.J. Suitt, 1982. User's Guide to BFR, A Computer Code Based on the Binomial Failure Rate Common Cause Model, USNRC Report NUREG/CR-2729.

52. NUREG/CR-5497, F. Marshall, D. Rasmuson and A. Mosleh, "Common-Cause Failure Parameters Estimations"// NEEL/EXT-97-01328. -1998.

53. Сиряпин B.H., Спассков В.П. Критерий отбраковки негерметичных кассет ВВЭР и надежность активной зоны. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", вып.1(4). -1980.

54. Сиряпин В.Н..|Клемин А.И.| Математическая модель надежности активной зоны ВВЭР. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", серия "Физика и техника ядерных реакторов", вып. 2. -1981.

55. Сиряпин В.Н. Поляков Е.Ф. Влияние периодического контроля оборудования АЭС при эксплуатации на его надежность. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", серия "Физика и техника ядерных реакторов", вып. 2. -1981.

56. Спассков В.П., Сиряпин В.Н., Шеин В.П. Некоторые вопросы создания безопасного оборудования ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. Сборник "Вопросы атом, науки и техники", серия "Физика и техника ядерных реакторов", вып. 6. -1982.

57. Сиряпин В.Н., Спассков В.П., Филь И.С. Вероятностный анализ температурного режима активной зоны ВВЭР в условиях максимально-проектной аварии. "Сборник "Вопросы атом, науки и техники". -1983. -№7(36).

58. Швыряев Ю.В., Сиряпин В.Н., | Цыганков Е.А. Отраслевая научно- техническая программа «Полномасштабный ВАБ действующих АС с реакторами ВВЭР» Москва, концерн «Росэнергоатом». -1993. -21с.

59. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Методика определения регламента технического обслуживания СБ АЭС. Расчет периодичности проверок элементов СБ». Проект методики / Отчет ВТИ. -1986. -20 с.

60. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Методика оценки вероятностных показателей безопасности атомных станций» / Отчет ВТИ, арх.№ 13215. -1987. -47 с.

61. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Оценка показателей надежности и определение периодичности технического обслуживания систем безопасности АЭС «Козлодуй-Ш» / Отчет ВТИ, арх.№ 13238. -1987. -124 с.

62. Швыряев Ю.В.,| Клемин А.И| «Вероятностные показатели и критерии безопасности» // Сборник «Вопросы обеспечения безопасности современных систем энергетики», Воронеж. -1987. -С.6 -12.

63. Швыряев Ю.В., Федотов Д.К., Деревянкин А.А. «Оценка влияния надежности действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС» // Электрические станции, № 4. -1988. -С.6-8.

64. Швыряев Ю.В., Морозов В.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В. и др. «Анализ надежности и обоснование регламента технического обслуживания систем безопасности блоков №1, 2 Калининской АЭС» / Отчет АЭП, инв. № 3/1-89. -1988.-107 с.

65. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В., Деревянкин А.А. «Оценка вероятностей повреждения активной зоны для АЭС с В-1000» / Доклад на советско-западногерманском семинаре по вопросам безопасности АЭС, Москва. -1988. -40 с.

66. Швыряев Ю.В., Шендерович В.Я., Володин А.В., Токмачев Г.В. и др. «Техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации АЭС» // Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП. -1988.-1800 с.

67. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В. и др. «Оценка вероятностных показателей безопасности АС-У87 и АС-88» // Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП, инв. № 11/0-89. -1988. -370 с.

68. Швыряев Ю.В. и др. «Применение вероятностных оценок безопасности при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР» / Технический комитет МАГАТЭ Применение ВАБ новых проектов и систем снижения аварийных последствий», Вена, май 1989.-12 с.

69. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Оценка вероятностей повреждения активной зоны реактора В-1000 при авариях с малой течью» / Доклад на советско-западногерманском семинаре, Москва. -1989.-25 с.

70. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Руководство по выполнению вероятностных анализов безопасности АС при проектировании» // НТД, АЭП, инв. № Р.210.002-90. -291 с.

71. Швыряев Ю.В., Токмачев Г.В. «Оценка вероятности повреждения активной зоны реактора В-1000 при обесточивании энергоблока» /Доклад на советско-американском семинаре, июнь 1990, Вашингтон. -20 с.

72. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Вероятностный анализ запроектных аварий для Ростовской АЭС» // Проект Ростовской АЭС, АЭП, инв. № п/м-88. -1990. -350 с.

73. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Байкова Е.В., Токмачев Г.В. и др. «Комплекс программ для ПЭВМ по оценке вероятностных показателей безопасности АЭС» / Отчет АЭП, инв. № 0-XIII1/3/90. -57 с.

74. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Токмачев Г.В., Краснорядцева 0 .0 . «Анализ надежности для обоснования регламента технического обслуживания систем безопасности 3 - 4 блоков Кольской АЭС» /АЭП, инв. № 0-1.125/90. -1990. -91 с.

75. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности АЭС «Темелин» в ЧСФР» // Москва, АЭП. -1990. -321 с.

76. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. «Вероятностный анализ запроектных аварий для Балаковской АЭС (энергоблоки № 5, 6)» // Проект Балаковской АЭС, АЭП, инв. № п/м-134. -1990. -507 с.

77. Швыряев Ю.В., Антропов Г.А., Барсуков А.Ф. и др. «Mini - PSA АЭС-91 для условий Финляндии» // Проект энергоблока 3 «Ловиса» в Финляндии. ЛиАЭП. -1991.-450 с.

78. Швыряев Ю.В., Майнич В.П., Свердлов А.А., Токмачев Г.В. и др. «Результаты расчетов частоты повреждения активной зоны АЭС «Хурагуа» при авариях «большая» и «средняя» течь» / Отчет П.АЭП, инв.№ 69713. -1991.-254 с.

79. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня АС-92» // Проект АЭС-92, Москва, АЭП. -1991. -150 с.

80. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. «Внедрение методов вероятностного анализа в практику проектирования АЭС» /Доклад на научно-практической конференции ГПАН, Москва. -1991. -10 с.

81. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. «Анализ зависимых отказов при проведении вероятностных анализов безопасности» /Доклад на советско-английском семинаре, Москва, апрель 1991. -17,5 с.

82. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности блока №4 Балаковской АЭС» //АЭП. -1992. -273 с.

83. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня АС-91ПР»//АЭП, Москва. -1992.-117 с.

84. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня для технических предложений АЭС НП-1000» / /АЭП, Москва. -1992.-79 с.

85. Швыряев Ю.В. и др. «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения». Ядерное общество. Москва. -1992. -264 с.

86. Швыряев Ю.В., Деревянкин А.А., Токмачев Г.В. «Вероятностное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440», «Атомная энергия», том 73, вып. 1, июль 1992. -С.54-59.

87. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Барсуков А.Ф., Деревянкин А.А., Токмачев Г.В. Состояние и проблемы вероятностного анализа безопасности для АЭС с ВВЭР //Атомная энергия, Москва, том 74, вып. 6. -1993. -С.459-466.

88. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС. 3 энергоблок. Вероятностный анализ безопасности первого уровня. Том 1. Количественная оценка частоты повреждения активной зоны для внутренних исходных событий // АЭП, Москва. -1996.

89. Shvyryaev Y.V., Barsukov A.F., Krasnorjadtseva 0 .0 . et al. Project: PSA for W E R 1000/\/320. Summary Report. First Level Probabilistic Safety Analysis for Zaporozh'e NPP. Unit 5. 95-KL-REP-MOHT-EDF-055n01 // AEP, Moscow. -1998.-926 p.

90. Букринский A.M., Антропов B.H., Швыряев Ю.В. Методика разработки перечней запроектных аварий (1-ая редакция) / Отчет НТЦ ЯРБ, инв. № 120-19/361, Москва. -1998. -121 с.

91. Yu. Shvyryaev., Antropov V.N., Buckrinsky A.M. «Development of Methodology and List of BDBA for WWER-1000 for Quantitative Analysis». // SAM-99 -Information Exchange Forum on "Severe Accident Management", Obninsk, 18-

93. Yu. Shvyryaev. «Novisa Project PSA of NVNPP3» // Fifth International Information Exchange Forum Safety Analysis for NPP's of WER and RBMK Types, 16 - 20 October 2000, Obninsl<, Russian Federation.

94. Швыряев Ю.В. Атомная станция Нововоронежская АЭС-2, Перечень ЗПА для энергоблоков НВАЭС-2 // «Атомэнергопроект», Москва. -2000. -89 с.

95. Швыряев Ю.В. Перечень ЗПА АЭС с В-320 / «Атомэнергопроект», Москва. - 2000. -87 с.

96. Швыряев Ю.В. и др. «Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня» / /АЭП, Москва. -2000. -681 с.

97. Малышев А.Б., Морозов В. Б, Швыряев Ю.В. "Особенности разработки отчетов по анализу безопасности и ВАБ для эксплуатирующихся энергоблоков АЭС с ВВЭР в России". Сборник трудов АЭП, № 2, -2001. -С.43-53.

98. Швыряев Ю.В. «Применение ВАБ для выработки и принятия решений по повышению безопасности действующих и проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР» / Конференция МАГАТЭ, Австрия (Вена), сентябрь 2001. (на русск. и англ. яз.). -33 с.

99. Швыряев Ю.В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 4. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 1. Вероятностный анализ безопасности (уровень 1) //АЭП, Москва. -2002. -647 с.

100. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. и др. Проект NOVISA (WBS 3.1.11). Окончательный отчет по ВАБ первого уровня. 16JW011XR / /АЭП, Москва. -2002.

101. Морозов В.Б., Швыряев Ю.В. "ВАБ для АЭС с ВВЭР в рамках программы TACIS. Основные результаты" // Международная конференция. Десятилетие Программ ТАСИС в странах СНГ, г. Киев, 10-12 июля 2002. Сборник докладов. -С. 167-173.

102. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева 0 .0 . «Анализ и расчет снижения частоты повреждения активной зоны энергоблоков 1-4 Балаковской АЭС при реализации компенсирующих мероприятий для запроектных ава-рий» / /АЭП, Москва. -2002. -232 с.

103. Правила и нормы ядерной и радиационной безопасности. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реакторами типа ВВЭР (ПНАЭ Г-01-036-95), Госатомнадзор России, Москва. -1995.

104. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева 0 .0 . и др. Проект АЭС «Бу- шер». Вероятностный анализ безопасности. 18.BU.1 O.O.00.VAB.PR // «Атомэнергопроект», Москва. -2003.

105. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Краснорядцева О.О. «Обоснование возможности вывода в ремонт каналов СБ при выполнении капитального ремонта с реконструкцией бака ГА-201 энергоблоков АЭС с реактором В-320» // «Атомэнергопроект», Москва. -2003. -148 с.

106. Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. «Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения» // Теплоэнергетика, № 11. -2003. -С.2-10.

107. Швыряев Ю.В., Токмачев Г.В., Байкова Е.В. ст. "Вероятностный анализ безопасности 4-го энергоблока Нововоронежской АЭС" / Сборник трудов АЭП.-2003.-№4.-С.9-15.

108. Швыряев Ю.В. «Современный подход к методологии вероятностного анализа безопасности атомных станций» // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика.-2004.-№1.-С. 17-24.

109. Банюк Г.Ф., Драгунов Ю.Г., Сиряпина Л.А., Таранков Г.А. Анализ причин коррозионной повреждаемости труб парогенераторов АЭС с ВВЭР. "20-ый отраслевой семинар "Инженерные и экономические аспекты ядерной энергетики",. -1986.

110. Стекольников В.В., Ермаков Н.И., Денисов В.П., Сиряпин В.Н. Опыт создания и эксплуатации реакторных установок ВВЭР-1000. Журнал "Ядер-ж ная Европа". -1984.

111. Вихорев Ю.В, Вознесенский В.А., Гончаров В.В., Дубровин К.Н., Проселков В.Н., Сидоренко В.А., Сиряпин В.Н., Фатиева Н.Л., Филь Н.С. Опыт эксплуатации ТВС реактора ВВЭР-1000 пятого блока Нововоронежской АЭС. Журнал "Атомная энергия", том 54. -1983.

112. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по анализам надежности. Анализ надежности системы аварийной защиты реактора, АЭС «Куданкулам» Блок 1,2; 412-Пр-227, ФГУП ОКБ «Гидропресс». -2000.

113. Установка реакторная В-446. Анализ надежности. Часть 10. Система аварийной защиты реактора АЭС «Бушер» Блок 1. ФГУП ОКБ «Гидропресс». -2000.

114. В.А. Григорьев «Концепция применения вероятностных методов механики разрушения для анализа надежности оборудования и трубопроводов РУ с ВВЭР», Сборник трудов конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».-2001.

115. Бахметьев A.M., Самойлов О.Б., Усынин Г.Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ: (Б-ка эксплуатационника АЭС; Вып. 23). - М.: Энерго-атомиздат. -1988. -136 с.

116. Авербах Б.А., Бахметьев A.M., Егоров В.В. и др. Анализ защищенности реакторной установки АСТ-500 от отказов по общей причине и ошибок персонала. - Тезисы докладов Всесоюзного научно-технического совещания. — ВНИИАЭС, М.-1987.

117. Бахметьев A.M. Статус ВАБ при проектировании и лицензировании АЭС. Международная встреча по безопасности и лицензированию ГТ-МГР, 9-13 октября 2000, Сан-Диего (США).

118. A.M. Бахметьев, С П . Линьков, СВ. Гуреев и др.Вероятностный анализ Воронежской ACT; Отчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ "Курчатовский институт"; инв.№А63513, Н. Новгород. -2001.

119. A.M. Бахметьев, С П . Линьков, СВ. Гуреев и др.; Вероятностный анализ безопасности АСТ-500М Сибирского химкомбината: Отчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ "Курчатовский институт"; инв.№А63585, Н. Новгород. -2001.

120. A.M. Бахметьев, С П . Линьков, Ю.А. Макеев и др.; Проект ГТ-МГР. Оценка вероятностного риска, книги 1-2: Отчет о НИР/ ОКБМ; инв. №0103110.- Н. Новгород. -2002.

121. Клёмин A.H.I, Песков Р.А., Фролов Э.В. Структурная математическая модель надежности АЭС. Методика расчета. Атомная энергия, Т.51. -1981.

122. Антонов А.В., Острейковский В.А. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. Москва, Энергоиз-дат. -1993.

123. Lioubarski А, Kouzmina I., Gordon В., Rozin V. Insiglnts from Level-1 PSA for Novovoronezh NPP (Unit 5) and PSA-based Modifications// Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P.21-28.

124. A.Liobarski, I. Kuzmina, «Comparison of some Results and Modeling Issues of PSAs For WER-1000», Transactions of Fourth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 11-15 October 1999. ^

125. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3. IAEA, Vienna. -1999.

126. RISK SPECTRUM, User's Manual, Version 2.1, Relkon Teknik AB, Box 1288, S- 172 25 Sundbyberg, Sweden, April 1994.

127. CEC TACIS 91 Programme TACIS 3.1 Final Level 1 PSA Report C9225/AEP/REP/063 Issue V3, ATOMENERGOPROEKT, Moscow. -1996.