- •ПРЕДИСЛОВИЕ
- •1. ОСНОВЫ БЕЗОПАСНОСТИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ
- •1.1 Понятия опасности и безопасности
- •1.2 Качественный и количественный анализ опасностей
- •1.3 Принципы, методы, средства и критерии обеспечения безопасности
- •1.4 Человеческий фактор в обеспечении безопасности
- •2 БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС. ЦЕЛИ, ЗАДАЧИ, ПРИНЦИПЫ, ЗАКОНОДАТЕЛЬНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ
- •2.1 Основные принципы обеспечения безопасности АЭС
- •2.1.1 Внутренняя самозащищенность
- •2.1.2 Принцип защиты в глубину (глубокоэшелонированная защита)
- •2.1.3 Обеспечение атомных станций системами безопасности (СБ)
- •2.1.4 Принцип единичного отказа
- •2.1.4.1 Физическое разделение
- •2.1.4.2 Разнотипность оборудования
- •2.1.5 Соблюдение требований технической, ядерной, радиационной и экологической безопасности
- •2.1.5.1 Техническая безопасность
- •2.1.5.2 Ядерная безопасность
- •2.1.5.3 Радиационная безопасность
- •2.1.5.4 Система радиационно-гигиенических регламентов
- •2.1.5.5 Экологическая безопасность
- •2.1.6 Соблюдение принципов культуры безопасности
- •2.2 Ядерное законодательство и безопасность
- •2.2.1 Комплекс нормативно-технических документов в области атомной энергетики
- •2.2.2 Международные нормы безопасности
- •3. ЯДЕРНЫЕ СОБЫТИЯ И ИХ КЛАССИФИКАЦИЯ
- •3.1 Классификация аварий на АЭС
- •3.2 Аварийные процессы в реакторе
- •3.2.1 Аварии с нарушением активной зоны
- •3.3 Процессы в первом контуре
- •3.5 Защита персонала и населения в случае аварии на АЭС
- •3.6 Оценка ядерных событий
- •4 АВАРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
- •4.1 Авария на реакторе в Уиндскейле, 1957 год
- •4.2 Авария на АЭС Three Mile Island (TMI-2), 1979 год
- •4.3 Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 год
- •4.4 Авария на АЭС «Фукусима-1», 2011 год
- •5 АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ
- •5.1 Детерминистический подход
- •5.2 Вероятностная оценка безопасности
- •5.3 Достоинства и недостатки вероятностного и детерминистического анализов
- •5.4 Подход к оценке безопасности, основанный на определении риска
- •5.5 Критерии безопасности
- •5.6 Деревья событий
- •5.7 Отказы по общей причине
- •5.7.1 Классификация отказов по общей причине и возможные их источники
- •5.7.2 Примеры отказов по общей причине
- •5.7.3 Меры по устранению отказов по общей причине
- •5.7.4 Количественная оценка отказов общего вида
- •5.8 Деревья отказов
- •5.8.1 Разработка дерева отказов
- •5.8.2 Общие принципы построения дерева отказов
- •5.8.3 Основные положения и правила построения деревьев отказов
- •5.8.4 Условные обозначения элементов в деревьях отказов
- •5.9 Риск от АЭС
- •6 БЕЗОПАСНОСТЬ ДЕЙСТВУЮЩИХ ЯЭУ
- •6.1. ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000
- •6.2 Системы безопасности. Классификация и состав
- •6.2.1 Защитные системы безопасности
- •6.2.2 Локализующие системы безопасности
- •6.2.3 Обеспечивающие системы безопасности
- •6.2.4 Управляющие системы безопасности
- •6.3 Описание систем безопасности
- •6.3.1 Система аварийного останова реактора
- •6.3.2 Система аварийного охлаждения активной зоны
- •6.3.3 Защитная оболочка
- •6.4 Аварийные режимы
- •ЛИТЕРАТУРА
5.3 Достоинства и недостатки вероятностного и детерминистического анализов
Достоинства вероятностного анализа:
–анализируется полный спектр аварийных сценариев и последствий множественных отказов, а не только проектные аварии;
–сбалансированный подход;
–используется реалистичный подход(подход улучшенной оценки), который обеспечивает объективное рассмотрение вопросов безопасности;
–взаимозависимости между системами и элементами безопасности учитываются в явном виде;
–влияние неопределенностей на оценки риска можно определить количественно;
–облегчается ранжирование недостатков и проблем безопасности на основании их вклада в риск.
Недостатки вероятностного анализа:
–результаты в большой степени зависят от уровня методологии и знаний;
–ввиду больших трудозатрат объем анализа может быть ограничен;
–в некоторых случаях вследствие большой неопределенности результатов принятие решения на основании количественных результатов ВАБ может быть затруднительно.
Достоинства детерминистического анализа:
– |
все |
аспекты |
безопасности |
рассматриваются |
в |
явном (резервируемостьвиде, |
|||||
физическое разделение и т. д.); |
|
|
|
|
|
|
|
||||
– |
применяется консервативный подход(в основном, для анализа проектных аварий), |
||||||||||
который удостоверяет наличие запаса по безопасности в аварийных условиях; |
|
|
|||||||||
– |
действия |
персонала |
рассматриваются |
в |
качестве |
отдельного , |
чтовопроса |
||||
обеспечивает определение требований для поддержки |
надежного |
выполнения |
дейст |
||||||||
персонала. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Достоинства детерминистического анализа: |
|
|
|
|
|
||||||
– |
все |
аспекты |
безопасности |
рассматриваются |
в |
явном(резервируемостьвиде, |
физическое разделение и т. д.);
–применяется консервативный подход(в основном, для анализа проектных аварий), который удостоверяет наличие запаса по безопасности в аварийных условиях;
–действия персонала рассматриваются в качестве отдельного вопроса, что обеспечивает определение требований для поддержки надежного выполнения действий персонала.
Недостатки детерминистического анализа:
– составляющие безопасности рассматриваются отдельно, что может вести к избыточным требованиям для некоторых из них;
–ряд вопросов безопасности, прежде всего связанных с взаимозависимостями систем, оборудования и зависимостями действий персонала, может быть не рассмотрен;
–неопределенности не анализируются систематически.
Детерминистический и вероятностный методы анализа безопасности представляют собой хороший пример диверсификации методов анализа, в результате чего приобретается достоверная информация для принятия решений по безопасности АЭС.
Детерминистический анализ ориентируется на доказательство успеха проектных решений, в то время как ВАБ ориентируется на поиск дефицитов или недостатков безопасности в проектных решениях с точки зрения возможных отказов и их последствий. Соответственно, вероятностные и детерминистические анализы дополняют друг друга (табл. 5.1).
77
Таблица 5.1 — Анализ безопасности и анализ рисков – два взаимодополняющих способа обеспечения безопасности
Фаза |
|
Анализ безопасности |
Анализ риска |
|
|
(детерминистический) |
(вероятностный) |
||
|
|
|
|
|
Инициирующие |
|
Ограниченный ряд |
|
|
|
“правдоподобных”, |
Полный спектр |
||
события |
|
предварительно отобранных |
||
|
|
|||
|
|
сценариев |
|
|
|
|
|
|
|
Аварийная |
|
единичный отказ |
Все цепочки, включая |
|
последовательность |
множественные отказы |
|||
|
||||
|
|
|
|
|
Оценка |
|
Все выбранные сценарии |
Средние величины с |
|
вероятности |
|
рассм. как равноправные |
неопределенностью |
|
|
|
|
|
|
Оценка |
|
Неопределенности не |
Средние величины |
|
|
оцениваются. |
|||
|
Неопределенность оценивается |
|||
последствий |
|
Консервативные |
||
|
Предположения реалистичные |
|||
|
|
предположения |
||
|
|
|
||
|
|
|
|
|
Важность |
для |
Основана на правилах |
Устанавливается количественно |
|
безопасности |
|
|||
|
|
|
||
|
|
|
|
5.4 Подход к оценке безопасности, основанный на определении риска
Совместное применение вероятностных и детерминистических методов анализа возможно
на всех этапах жизненного |
цикла |
(АЭСпроектирование, строительство, введение |
в |
эксплуатацию, эксплуатация и |
снятие с |
эксплуатации), при планировании, разработке |
и |
обосновании модификаций АЭС, при оценке эксплуатационного опыта и .т,.да также для повышения эффективности регуляторной и надзорной деятельности.
Можно определить понятие регулирования с применением оценок риска(или рискинформированного (ориентированного) принятия решений) как подход к принятию регулирующих решений, который использует результаты оценки риска в сочетании традиционным детерминистическим анализом с целью концентрирования вни регулирующего органа и эксплуатирующей организации на нерешенных проектных эксплуатационных проблемах в зависимости от степени их важности для безопасности здоровья населения.
Такой подход, по сравнению с традиционными подходами, при принятии решения имеет преимущества за счет:
–рассмотрения и учета широкого спектра проблем безопасности;
–ранжирования их на основе количественной и качественной оценки значительности
рисков;
78
–рассмотрения и оценки широкого ряда корректирующих мероприятий, направленных на решение этих проблем;
–оценки и учета неопределенностей в анализах, которые использованы в качестве основы для принятия решения, и др.
Риск-информированное (ориентированное) принятие решений направлено на идентификацию избыточного консерватизма и снижение избыточной нагрузки на лицензиата при соблюдении требуемого уровня безопасности. Другой важной сферой применения оценок риска является разработка дополнительных регулирующих требований в тех областях, где оценки риска указывают на дефициты безопасности.
5.5 Критерии безопасности
Поскольку опасность большого выброса активности за пределы ЗО и соответственн радиационного воздействия на окружающую среду определяется главным разрушением активной зоны, то вероятность этого события Ра.з. может быть использована для построения вероятностного критерия безопасности реакторной установки:
Ра.з. ≤ [Ра.з. ].
В квадратных скобках указаны предельно допустимые значения рассматриваем величин.
Аналогичным образом вероятностный критерий безопасности АЭС в целом может быть построен путем задания предельного значения вероятности больших выбросов(единичного и по совокупности аварий):
Pв( i ) ³ [Рв ]ед ;
åP( i ) £ [Pв ],
i
где Р(вi) — вероятность i-гo большого выброса радиоактивных продуктов, приводящего к недопустимому воздействию на окружающую среду.
Вероятность повреждения активной зоны для действующих в Украине реакторов типа ВВЭР—1000 (второе поколение) оценивается в настоящее время значениями10-3 — 10-4 на
реакторхгод или ЧПАЗ,равной 10-4 |
в год (критерий безопасности действующих АЭС по ОПБ |
||||||
АС ≤10-4 ;надо стремиться к 10-5в год). |
|
|
|
|
|||
Принимая |
во |
внимание |
ожидаемые |
темпы |
развития |
ядерной |
, энергетикидля |
перспективных |
отечественных |
энергоблоков |
повышенной |
безопасности |
предлаг |
||
установить: |
|
|
|
|
|
|
|
—частоту разрушения активной зоны за год эксплуатации ≤ 10-5(надо стремиться к
5х10-6) ;
—частоту граничных аварийных выбросов за год эксплуатации ≤ 10-6 (надо стремиться к
10-7).
При этом учитываются как внутренние события, так и внешние воздействия, характерные для места размещения АЭС.
5.6 Деревья событий
Для определения характера разрушения активной зоны, величины выброса радиоактивных
продуктов в окружающую |
среду и вероятности |
реализации |
указанных |
событий необходим |
||
метод |
выделения |
и |
последовательного |
перебора , |
аварийимеющих |
неблагоприятные |
последствия. Сделать это в такой сложной системе, как АЭС, достаточно трудно вследствие большого количества событий, которые можно себе представить.
79
Задача несколько упрощается, если учесть, что многие аварии не имеют радиационных последствий или приводят к выходу малого количества радиоактивных продуктов, а многие технически невозможны, т. е. имеют малую вероятность по сравнению с событиям, приводящими практически к тем же последствиям. Вместе с тем, после исключения событий, не вносящих существенного вклада в вероятность реализации определенных последствий,
остается достаточно большое количество различных путей развития аварии и необходим метод |
|
|||||
их последовательного системного перебора. Для этого используется метод деревьев событий. |
|
|||||
Деревья |
событий |
являются |
графическими |
моделями, которые |
упорядочивают |
и |
отображают |
события протекания |
аварии(выполнение |
функций безопасности или работу |
систем) согласно требованиям по ослаблению исходных событий. Они показывают как среагируют системы АЭС на рассматриваемое исходное событие, будут ли выполнены при этом функции безопасности, условия безопасной эксплуатации и что произойдет в итоге, как отразится исходное событие на состоянии АЭС.
За начальную точку дерева событий берется исходное событие и в зависимости состояния систем, влияющих на протекание аварийной ситуации, осуществляется логический перебор различных путей развития аварии(ветвей дерева событий) и ее последствий (см. рис. 5.3). В качестве последствий аварии могут рассматриваться: при оценке безопасности ЯЭУ— размер и характер разрушения активной зоны, при оценке безопасности АЭС — состав выброса радионуклидов за пределы ЗО или радиационное воздействие на окружающую среду.
РИС 5.3. ВИД ДЕРЕВА СОБЫТИЙ:
верхние ветви после разветвления соответствуют работоспособному состоянию системы, а нижние ветви – неработоспособному состоянию; а — общий случай; б — упрощенное дерево для случая зависимых отказов (qC/B=qD/B=1); q — вероятность отказа системы; 1-q≈1, поскольку q<<1 — интенсивность исходного события
Обычно анализируются |
деревья событий для |
второго и третьего уровней |
анализа |
|
безопасности. Данное деление позволяет существенно упростить его проведение, поскольку |
||||
всевозможные аварии с разрушением активной зоны могут быть |
объединены |
в нескольк |
||
классов и развитие событий в ЗО может рассматриваться для класса аварий в целом. |
|
|||
Для построения дерева |
событий необходимо |
определить, какие |
системы влияют на |
развитие аварии. Так, для аварии с разрывом трубопровода первого контура реакторной установки с ВВЭР к таким системам относятся: система надежного электроснабжения, система пассивного впрыска от гидроаккумуляторов, система активного впрыска низкого давления, спринклерная система и ряд других.
80