К учету переходных состояний системы при проведении вероятностного расчета резервирования собственных нужд АЭС

В данной работе предложена методика предварительного вероятностного анализа безопасности систем резервирования собственных нужд атомных электростанций, учитывающая временные изменения интенсивностей отказа оборудования с момента начала аварии и до восстановления работоспособности. Методика позволяет учесть российскую и зарубежную статистику интенсивностей исходных аварийных событий, в том числе обесточивания по причине экстремальных природных условий (на примере Среднего Поволжья России за 100 лет). Предлагаемая методика также позволяет провести предварительную оценку уровня ежегодного снижения риска возникновения ущерба от аварий с повреждением активной зоны (ПАЗ) реакторов АЭС в денежном эквиваленте с учетом статистики экономического ущерба, вызванного такими авариями, имевшими место на АЭС. В качестве примера по предлагаемой методике была исследована многофункциональная система резервирования собственных нужд АЭС, основанная на комбинировании станции с дополнительной маломощной паротурбинной установкой. Как показали расчеты, учет нестационарных процессов по данной методике позволяет уточнить для принятых условий итоговые результаты расчета интенсивностей ПАЗ реактора и уровня ежегодного снижения риска возникновения ущерба от аварий с ПАЗ реакторов в 1,3 и более раза.

атомные электростанции, резервирование собственных нужд, повреждение активной зоны реактора, паротурбинная установка, вероятностный анализ безопасности, нестационарные процессы, интенсивность отказов

1. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б. и др. Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000 // Седьмой международный форум по обмену информации "Анализ безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК" (ФОРУМ-7, 28-30 октября 2003, Словакия).

2. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ. М.: ФИЗМАТЛИТ, 2008. С.19-28.

3. Nuclear Regulatory Commission. An assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant (Raector Safety Study) // Rep. Wash-1400. Washington, DC, 1975.

4. Биркховер А. Исследование риска при эксплуатации атомных элеткростанций в ФРГ / А. Биргховер // Бюллетень МАГАТЭ. 1980. Кк.22, №5/6.

5. Клемен А.И., Емельянов В.С., Морозов В.Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок. Марковская модель. М.: Энергоиздат, 1982. 208 с.

6. Острейковский В.А. Теория надежности М.: Высшая школа, 2003. 436 с.

7. Шиверский Е.А., Клемин А.И., Поляков Е.Ф. Программа ЭВМ для расчета надежности блока АЭС и его систем с помощью метода "дерева отказа" // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физ. и техн. ЯР. М., 1980. №1/10. С.59-63.

8. Акулова Л.Г. О стохастической сложности вычисления надежности булевых систем. Ярославль: ЯГУ, 1983. 15с. Депон. в ВИНИТИ №5885-83.

9. Рябинин И.А. Надежность и безопасность сложных систем. СПб.: Политехника, 2000. 248 с.

10. Отраслевая научно-техническая программа "Полномасштабный ВАБ действующих АЭС с реакторами ВВЭР". М.: Концерн "Роэнергоатом", 1993.

11. Госатомнадзор Российской Федерации. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97. ПНАЭ Г-01-011-97. Москва, 1997.

12. МАГАТЭ. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants. IAEA-Safety Series No.75-INSAG-3 Rev.1, INSAG-12, Вена, Австрия, 1999.

13. Аминов Р.З., Юрин В.Е., Маркелов Д.А. Активная система отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2015. Т.118, вып. 5. С. 261-266.

14. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев А.М. Безопасность ядерных энергетических установок: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1989. 280 с.

15. Балаковская АЭС. Рабочие чертежи. Материалы изысканий. Дополнительные гидрометеорологические данные. Свердловск: «Теплоэлектропроект» Уральское отделение, 1980.

16. Малевинский Г.В. Вероятностный анализ безопасности АЭС «Библис» (ФРГ) // Энергохозяйство за рубежом. 1990. №4.

17. Юрин В.Е. Исследование систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками: дис.. канд. техн. наук: 05.14.01. Саратовский государственный технический университет имени Г агарина Ю.А. Саратов, 2015.

18. Токмачев Г.В. Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007. Том 3, №4. С.44-53.

19. Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка эффективности использования активной системы отвода остаточного тепловыделения при обесточивании на примере реактора ВВЭР-1 000 // Известия РАН. Энергетика. 2014. №6. С. 61-72.