proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Атомный год 2016
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Сроки строительства блоков АЭС в РФ выросли до 10 лет. Причины?
Спешка не требуется
Плохая организация на площадке
Слабый контроль со стороны Заказчика
Некачественный проект
Брак комплектующих в поставках
Другое

Результаты
Другие опросы
Актуальная тема
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.

[21/12/2009]     Управление запроектными авариями в нормативных документах России

А.М.Букринский, заслуженный энергетик России


В связи с интересом, возникшем к вопросу об управлении запроектными авариями, вызванном началом строительства большой серии энергоблоков нового поколения, я обратился к своим архивным материалам по этому вопросу, обнаружив, что до настоящего времени в России по этому вопросу не разработано никаких новых требований или рекомендаций кроме существовавших ранее в ОПБ-88/97/97 (1), ТС ООБ (2) и в некоторых других нормативных документах.


Более десяти лет тому назад автором был разработан доклад на эту тему, основное содержание которого было представлено на семинаре МАГАТЭ в Словении (3) в 1998 году.

В докладе было подробно представлено отражение вопросов управления запроектными авариями в действовавших в то время нормативных документах России и предложена идеология подхода к конкретизации перечня запроектных аварий,  необходимого для разработки руководства по управлению ими. В дальнейшем эта идеология  была конкретизирована и реализована Атомэнергопроектом (группа Швыряева Ю.В.) для ряда энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000, применяя для этого поэтапно обобщенные, а затем детализированные деревья событий, аварийные последовательности которых ведут к постулированным аварийным состояниям с выбранными уровнями тяжести.  

Необходимость разработки некоего регулирующего документа по затронутому вопросу более чем назрела. Поскольку упомянутый доклад полностью сохранил свою актуальность до настоящего времени, то ниже он приводится практически без изменений. Единственные изменения связаны лишь с тем, что многие нормативные документы, упоминавшиеся в перечне использованной литературы, перестали действовать и заменены новыми версиями, действующими в настоящее время.


ВВЕДЕНИЕ

Концепция управления запроектными авариями окончательно сформировалась в России в качестве дополнительного, четвертого уровня глубоко эшелонированной защиты атомной станции в ОПБ-88 после чернобыльской аварии. В связи с этим появилось понятие "запроектная авария", как авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны. Естественно, что последствия таких аварий могут быть значительно выше последствий, допустимых для проектных аварий.

Хотя вероятность таких аварий весьма мала, чернобыльская авария и авария на АЭС Три Майл Айленд в США показали, что  такие аварии необходимо учитывать в проектах АЭС. Раньше такие аварии считались гипотетическими и, практически, не рассматривались в проектах. Теперь, современная концепция безопасности требует учета таких аварий в проектах, ограничивая их последствия  с помощью мер по управлению запроектными авариями.

Управление запроектной аварией это действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий. Для этих действий могут использоваться любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации, для обеспечения безопасности при проектных авариях или специально предназначенные для уменьшения последствий запроектных аварий. Все эти действия и специальные технические средства образуют упомянутый выше четвертый уровень глубоко эшелонированной защиты.

ОПБ-88, а сейчас ОПБ-88/97 - российский регулирующий документ высшего, концептуального уровня иерархии определяет принятую в России в настоящее время концепцию безопасности. Он разрабатывался после чернобыльской аварии одновременно с получившим широкую известность документом МАГАТЭ INSAG-3 (4), отражающем современную концепцию безопасности на международном уровне. Как показал сравнительный анализ, выполненный специальной консультационной группой МАГАТЭ в докладе (5), концепция безопасности, отраженная в ОПБ-88, в основном соответствует современному международному уровню. Это также было подтверждено и в отношении ОПБ-88/97 в работе (6).

Требования ОПБ-88/97 по отношению к запроектным авариям представлены в Приложении 1 к настоящему докладу. Подробный комментарий к этим требованиям как и к требованиям, содержащимся в других нормативных документах России, представлен в разделе 2 доклада.

Следует отметить, что несмотря на то, что в российских нормативных документах требования, связанные с запроектными авариями, представлены достаточно обширно, нельзя сказать, что их разработка завершена полностью. Пока еще не завершена разработка подхода к управлению запроектными авариями. В докладе представлены соображения по применению вероятностного и детерминистического подходов к решению этой проблемы.

ОБЗОР ТРЕБОВАНИЙ ДЕЙСТВУЮЩИХ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ В ОТНОШЕНИИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ И УПРАВЛЕНИЯ ИМИ

Принятая в России концепция запроектных аварий наиболее полно отражена в ОПБ-88/97. В других нормативных документах России она дополняется некоторыми более конкретными требованиями.

Концепция строится на требовании ограничивать радиационное воздействие при запроектных авариях за счет применения мер по управлению авариями и осуществления на площадке АЭС и окружающей местности планов мероприятий по защите персонала и населения. Эти меры составляют часть глубоко эшелонированной защиты и предусмотрены п.1.2.3 ОПБ-88/97.

Для части запроектных аварий, рассматриваемых в проекте, степень ограничения радиационного воздействия обусловлена критерием радиационной безопасности, установленном в документе (7), определяющем требования по размещению АС. Этим критерием ограничивается величина так называемого предельного аварийного выброса при запроектных авариях таким образом, чтобы прогнозируемые дозы облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами не превышали установленных действующими нормами радиационной безопасности значений, требующих принятия решений о мерах защиты населения в случае радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории, а граница зоны планирования мероприятий по обязательной эвакуации населения должна быть такой, что при запроектных авариях с предельно допустимым аварийным выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду в ее пределах может быть достигнут или превышен верхний уровень дозового критерия обязательной эвакуации критической группы населения в начальном периоде радиационной аварии, установленный действующими нормами радиационной безопасности.

В соответствии с требованием п.1.2.17 ОПБ-88/97 вероятность предельного аварийного выброса  должна быть ниже 10-7  на реактор в год. Это необходимо для того, чтобы избежать эвакуации и других мер по защите населения за пределами указанной зоны планирования противоаварийных мероприятий. Если данное требование не выполняется, то должны быть приняты дополнительные технические меры по управлению запроектной аварией с целью ослабления ее последствий.

Данное требование п. 1.2.17 представляет собой один из принятых в ОПБ-88/97 принципов исключения из рассмотрения запроектных аварий. В данном случае это вероятностный принцип, применяемый в отношении разработки дополнительных технических мер по управлению запроектной аварией. Для тех запроектных аварий, для которых требование п.1.2.17 выполняется дополнительные технические меры не разрабатываются.

Второй принцип исключения является детерминистическим. Он сформулирован в п. 1.2.14 ОПБ-88/97 и устанавливает условие, при котором вообще никакие меры по управлению запроектной аварией (технические или организационные) могут не предусматриваться. Таким условием является исключение запроектной аварии на основе внутренних свойств самозащищенности реактора и принципов его устройства.

Таким образом, если запроектная авария не исключена на основе внутренних свойств самозащищенности реактора и принципов его устройства, то она должна быть рассмотрена в проекте на предмет разработки мер по управлению запроектной аварией независимо от ее вероятности. Эти меры могут быть только организационными, если первый, вероятностный принцип исключения будет выполнен.

ОПБ-88/97 содержит еще два вероятностных критерия безопасности. Один из них установлен в п.4.2.2 и требует, чтобы оценочное значение вероятности тяжелого повреждения или расплавления активной зоны не превышало 10-5  на реактор в год. Другой - в сноске к п. 1.2.12, определяющему применение принципа единичного отказа. Этот критерий дополняет детерминистический принцип исключения из рассмотрения в проекте разрывов корпусов сосудов и оборудования, если изготовление и эксплуатация их осуществляется в соответствии с наивысшими требованиями соответствующих норм и правил. При этом должно быть показано, что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает 10-7  на реактор в год.

Используемые в ОПБ-88/97 вероятностные критерии безопасности хотя и носят оценочный характер требуют выполнения вероятностного анализа безопасности. Представление такого анализа в составе документов, обосновывающих ядерную и радиационную безопасность, теперь является обязательным для получения лицензии на строительство или эксплуатацию АЭС в регулирующем органе России.

Дополнительные технические средства по управлению запроектными авариями в общем виде определены в ОПБ-88/97. Более конкретно они указаны в требованиях к локализующим системам безопасности (8). В п. 2.1.8 этих требований сказано, что в целях локализации учитываемых запроектных аварий на АЭС, как правило, должны предусматриваться технические средства для предотвращения повреждения герметичного ограждения и его железобетонных конструкций при подъеме давления и температуры выше проектных значений, удержания расплавленного топлива внутри зоны локализации аварий с обеспечением подкритичности расплавленного топлива, предотвращения взрыва водорода, ограничения выбросов радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Согласно требованию п. 4.2.4 ОПБ-88/97 в случае существования возможности образования при разрушении активной зоны или расплавлении топлива при запроектных авариях вторичных критических масс, техническими мерами должно быть ограничено радиационное воздействие установленными для запроектных аварий пределами прогнозируемых доз для населения в соответствии с п. 1.2.17.

Наряду с представленными выше техническими требованиями российские нормативные документы содержат некоторые другие технические требования к отдельным компонентам станции, связанные с запроектными авариями, а также требования к организационным мерам, направленным на обеспечение управления запроектными авариями.

Так, п.п. 5.14, 5.57, 5.5.8 ОПБ-88/97, и п.п. 4.10 и 4.11 правил ядерной безопасности РУ АС . НП-082-07 (9) устанавливают требования по разработке специальных инструкций, определяющих действия персонала по обеспечению безопасности при запроектных авариях, и по вводу их в действие.

Согласно требований п. 1.2.16 ОПБ-88/97  разработка таких инструкций должна осуществляться на основе анализов запроектных аварий. п. 2.1.8 правил ядерной безопасности РУ АС . НП-082-07 также требует проведения таких анализов.

К сожалению, следует отметить, что подход к разработке перечня запроектных аварий, которые должны анализироваться в проектах РУ и АС, в рассмотренных документах остался достаточно неопределенным. Единственное имеющееся в правилах ограничение набора таких аварий в виде детерминистического принципа исключения является слабым ограничителем и набор возможных сценариев запроектных аварий остается практически необозримым. Выполнить их расчетные анализы практически невозможно, поэтому  необходимо выработать некоторый разумный подход к их ограничению.

Определенные указания по формированию перечня запроектных аварий, необходимого для разработки мер по управлению такими авариями, содержатся в требованиях  к отчету по обоснованию безопасности ТС ООБ (2). Хотя этот документ регламентирует требования к информации, обосновывающей ядерную и радиационную безопасность, тем не менее он содержит указания и по отношению предмету этой информации. В Приложении 2 к настоящему докладу приведена выписка из ТС ООБ, посвященная перечню запроектных аварий.

Здесь можно выделить два указания, приведенных в разделе 15.2 ТС ООБ:

1. Перечень запроектных аварий должен содержать все аварии, приводящие к превышению доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию РВ в окружающей среде, установленных для проектных аварий.

2. Перечень должен содержать представительные сценарии групп аварий с одинаковым откликом станционных систем, требуемых для предотвращения развития аварий.

Конечно эти указания сужают круг аварий, входящих в перечень, однако он продолжает оставаться достаточно неопределенным. Как следует из дальнейшего текста раздела 15.2, он ориентирован на наличие выполненного вероятностного анализа безопасности.

Выполнение такого анализа само по себе представляет собой весьма сложную и дорогостоящую задачу. Не всегда можно располагать результатами такого анализа, особенно для действующих энергоблоков.

Следует также отметить, что вероятностный анализ безопасности ориентирован на отбор сценариев аварий по вероятностным критериям, в связи с чем с его помощью не все сценарии, приводящие к превышению радиационного воздействия над проектным уровнем, могут быть выявлены.

ТС ООБ содержит также определенные указания по формированию мер по управлению запроектными авариями. Выписка из ТС ООБ, радел 15.6.3, содержащая эти указания приведена в Приложении 3. Эти указания соответствуют рекомендациям МАГАТЭ, представленным в отчете (10).


ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ И ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ

Введение в концепцию безопасности АС России категории запроектных аварий и вероятностных оценочных критериев, которые упоминались выше, привело к включению в регулирующие требования России требования об обязательном выполнении вероятностного анализа безопасности. Необходимость такого анализа определяется требованием п. 1.2.16 ОПБ-88/97 о том, чтобы окончательные перечни запроектных аварий, представляемые в проектах РУ и АС, сопровождались оценками вероятностей путей протекания каждой запроектной аварии, приводящей к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны.

Как отмечалось выше, требования раздела 15.2 требований к отчету по обоснованию безопасности (2) также ориентированы на выполнение вероятностного анализа безопасности.

Вероятностный анализ безопасности входит в состав документов по обоснованию ядерной и радиационной безопасности, которые необходимо представлять регулирующему органу России для получения лицензий на строительство или эксплуатацию АС.

Возможности и ограничения вероятностного анализа безопасности достаточно четко представлены в известном докладе МАГАТЭ INSAG-6 (11). Они продолжают оставаться в силе.

Вероятностный анализ безопасности необходим для оценки выполнения вероятностных оценочных критериев, введенных в ОПБ-88/97. Он также необходим для оценки эффективности мер по управлению запроектными авариями. На основе вероятностного анализа безопасности наиболее обоснованно выявляются уязвимые места станции, под которыми понимаются сочетания особенностей конструкции АС, ее схемных решений, компоновки, эксплуатационных процедур и организационной структуры деятельности персонала, являющиеся наиболее вероятными причинами выхода повреждения активной зоны реактора за пределы масштабов повреждений, допускаемых для проектных аварий.

Вместе с тем перечни запроектных аварий, на основе анализа которых должны разрабатываться руководства по управлению запроектными авариями, не могут разрабатываться только на основе использования вероятностных критериев. Поскольку в основе этого перечня должен лежать детерминистический принцип исключения, о котором говорилось выше, то здесь необходим детерминистический подход. Некоторые соображения по формированию такого подхода представлены в следующем разделе настоящего доклада.


ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИЙ ПОДХОД К УПРАВЛЕНИЮ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ

Представленная в ОПБ-88/97 концепция безопасности в целом является детерминистической несмотря на введение в нее вероятностных оценочных критериев. Вероятностный подход является важным, но всего лишь дополнением к детерминистическому подходу, как и рекомендовано в INSAG-6 (11).

Основу этого подхода составляет детерминистический анализ безопасности, который базируется на методе постулированных исходных событий и принципе единичного отказа с определением для каждого отказа однозначной последовательности развития проектных аварий и их радиационных последствий. Этот подход по существу является системным, он обеспечивает необходимую полноту и представительность анализов безопасности.

Для запроектных аварий такой подход применен быть не может. Запроектные аварии возникают при непроектных исходных событиях или при появлении дополнительных отказов сверх постулируемых в соответствии с принципом единичного отказа. В связи с этим количество возможных сценариев запроектных аварий оказывается практически неограниченным. Это исключает возможность применения событийно ориентированного подхода для управления запроектной аварией, обычно применяемого для проектных аварий, и требует иного, симптомно ориентированного подхода для управления ими.

Симптомы, или, как сказано в п.5.14 ОПБ-88/97, признаки состояния реакторной установки, должны относиться к определенным аварийным состояниям. Если эти аварийные состояния будут охватывать все возможные аварийные исходы c радиационными последствиями, превышающими установленные для проектных аварий, а также все промежуточные состояния, развитие которых может к ним привести, то весь интересующий нас спектр запроектных аварий  будет системно охвачен.

Аварийные состояния характеризуются их уровнями тяжести. Под уровнем тяжести аварийного состояния следует понимать определенную степень повреждения физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду. Для АЭС с реакторами РБМК такими барьерами являются тепловыделяющий элемент, включая топливную матрицу и оболочку твэл, труба технологического канала, граница реакторного пространства, граница контура теплоносителя, герметичное ограждение помещений реакторной установки или защитная оболочка. Для АЭС с реакторами ВВЭР вместо трубы технологического канала и границы реакторного пространства рассматривается корпус реактора.

Аварийные состояния не связываются с какими либо конкретными сценариями, т.к. одни и те же аварийные состояния могут образоваться в результате развития аварийных процессов по различным сценариям. Переход от аварийных сценариев к аварийным состояниям делает весь спектр запроектных аварий обозримым.

Для того, чтобы количество аварийных состояний было ограниченным, необходимо, чтобы количество рассматриваемых состояний повреждения названных физических барьеров также было ограниченным. Аварийные состояния должны охватывать весь диапазон возможных повреждений физических барьеров и их сочетаний, образуя шкалу аварийных состояний по нарастанию уровней тяжести.

Весьма существенным для формирования шкалы аварийных состояний является возможность их идентификации. Если какие либо аварийные состояния не удается идентифицировать, то их следует исключить из рассмотрения в качестве самостоятельных и рассматривать в составе других состояний.

С каждым выделенным в качестве самостоятельного аварийным состоянием связывается определенный набор функций безопасности, выполнение которых могло бы прекратить дальнейшее развитие аварийного процесса, т.е. предотвратить переход данного аварийного состояния к другому, с большим уровнем тяжести, а возможно даже улучшить состояние аварийного энергоблока. Такие функции безопасности принято называть критическими функциями безопасности.

Таким образом наряду с уровнями тяжести аварийных состояний должны быть определены связанные с ними признаки состояний и критические функции безопасности.

Поскольку весь набор рассматриваемых аварийных состояний определяется не однозначно, а зависит от нашего выбора, то выбранные аварийные состояния можно считать постулированными, а весь метод анализа запроектных аварий на их основе можно именовать  по аналогии с методом постулированных исходных событий для проектных аварий методом постулируемых аварийных состояний.

Для разработки руководств по управлению запроектными авариями необходимо определить временные и параметрические рамки, возникновения постулированных аварийных состояний в процессе протекания запроектных аварий, решить задачу информационного обеспечения действий операторов, определить диагностические и функциональные приоритеты для каждого уровня тяжести и определить набор необходимых общих, функциональных инструкций, т.е. инструкций по активации определенных функций безопасности. Для этого необходимо выполнить расчетные анализы некоторых характерных сценариев запроектных аварий, приводящих к тем или иным аварийным состояниям.

Исходя из этой задачи, после разработки перечня постулированных аварийных состояний, на его основе разрабатывается соответствующий перечень аварийных сценариев, подлежащих дальнейшему расчетному анализу. По результатам расчетных анализов определяется эффективность выполнения соответствующих критических функций безопасности и возможные последствия их  невыполнения, а также все остальные временные и параметрические характеристики, о которых говорилось выше.

Подводя итог сказанному в настоящем разделе подчеркнем, что в основе представленного здесь детерминистического подхода к запроектным авариям лежит  метод постулированных аварийных состояний. При этом разработка перечня рассматриваемых запроектных аварий и их расчетный анализ играют важную, но вспомогательную роль.


ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Как следует из представленного доклада, решение проблемы запроектных аварий в российских нормативных документах, также как и проектных аварий, базируется на сочетании детерминистического и вероятностного подходов, что вполне соответствует современной, общепринятой в мире практике.


ЛИТЕРАТУРА

1.   Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), НП-001-97. Утверждены постановлением Госатомнадзора России от 14 ноября 1997 г. № 9. Введены с 1 июля 1998 г.
2.   Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реактором типа ВВЭР (ТС ООБ), ПНАЭ Г-01-036-95, Москва, 1995.
3.   regulatory requirements on beyond design accident management in russian federation. Dr. А. М. Bukrinsky, Presentation at IAEA Workshop on Severe Accident Management, Ljubljana, Slovenia, 12-16 October 1998.
4. Безопасность атомных электростанций, INSAG-3, МАГАТЭ, Вена, 1990.
5. International Atomic Energy Agency, Comparison of the Russian Nuclear Power Plant Safety concept contained in OPB-88  and the next lower level norms and rules with NUSS requirements, Report of the consultants meetings WWER-RD-69, Vienna, 1994.
6. Букринский А.М.  Безопасность   атомных    электростанций    по  федеральным нормам и правилам России и стандартам МАГАТЭ (сравнение основных принципов и требований по обеспечению безопасности). М.: НТЦ ЯРБ, 2007.
7. Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности. НП-032-01. Утверждены постановлением Госатомнадзора России от 8 ноября 2001 г. №10.  Введены с 30 апреля 2002 г..
8. Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности,  НП-010-98. Госатомнадзор России 1998 г.
9. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082-07. Утверждены постановлением Ростехназора от 10.12.2007 №4.
10. International Atomic Energy Agency, Accident Management Programs in Nuclear Power Plants. A Guidebook. Technical Report Series № 368, Vienna, 1994[1].
11.International Atomic Energy Agency, Probabilistic Safety Assessment, A report by the International Nuclear Safety Advisory Group, Safety Series № 75 - INSAG-6,Vienna,1992.



Приложение 1.

ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ В ОПБ-88/97

1. Определение "Запроектная авария", п.18.
2. Определение "Управление аварией", п.63.
3. Требование к АС по ограничению радиационного воздействия при запроектных авариях для удовлетворение требованиям безопасности, п.1.2.1.
4. Мероприятия глубокоэшелонированной защиты по предотвращению перерастания проектных аварий в запроектные, п.1.2.3.
5. Мероприятия глубокоэшелонированной защиты, направленные на защиту локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях и поддержание их работоспособности, п.1.2.3.
6. Детерминистический принцип исключения запроектных аварий из рассмотрения в проекте  на основе внутренних свойств самозащищенности реактора и принципов его устройства. Для рассматриваемых запроектных аварий должны быть предусмотрены меры по управлению этими авариями, п.1.2.14.
7. Требование предусматривать для запроектных аварий снижение опасности радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду путем осуществления на площадке АС и окружающей территории планов мероприятий по защите персонала и населения, п.1.2.15.
8. Предварительные и окончательные перечни запроектных аварий. Окончательные перечни запроектных аварий устанавливаются и обосновываются в проекте РУ и АС. Они должны сопровождаться оценками вероятностей путей протекания каждой запроектной аварии, приводящей к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны.
Вероятностный принцип исключения из рассмотрения запроектных аварий при разработке дополнительных технических решений по управлению запроектной аварией для ослабления ее последствий на основе выполнения требования п.1.2.17.
Требование основывать разработку планов аварийных мероприятий по защите персонала и населения и специальных инструкций персоналу по управлениютакими авариями на анализах последствий запроектных аварий, рассматриваемых в проектах РУ и АС, п.1.2.16.
9. Требование предусматривать средства связи, в том числе дублирующие, для организации управления АС и систем оповещения при запроектных авариях, п.1.2.23.
10. Задание вероятностного ориентира для тяжелого повреждения или расплавления активной зоны при запроектных аварий, п.4.2.2.
11. Требование к активной зоне, чтобы любые изменения реактивности за счет органов воздействия на реактивность и эффектов реактивности не вызывали при запроектных авариях неуправляемого роста энерговыделения, приводящего  к повреждению тепловыделяющих элементов сверх установленных проектом пределов, п.4.2.3.
12. Требование не допускать образования вторичных критических масс при разрушении активной зоны или расплавлении топлива в случае запроектных аварий, а если такое оказалось возможным, то техническими мерами должно быть ограничено радиационное воздействие установленными для запроектных аварий пределами доз для населения, п.4.2.4.
13. Требование о сохранении информации в условиях запроектных аварий для установления причин возникновения и развития аварии, п.4.4.6.1.
14. Требование обосновать необходимость и допустимость направленного выброса радиоактивных продуктов при запроектных авариях, п.4.6.2.
15. Требование выполнения локализующими системами заданных функций при запроектных авариях, п.4.6.3.
16. Требование выпуска администрацией АС специальных инструкций, определяющих действия персонала при запроектных авариях, п.5.1.4.
17. Требование о непрерывных измерениях в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения мощности доз ионизирующих излучений и метеорологических параметров для прогноза радиационной обстановки, а также периодические измерения плотности радиоактивных выпадений при запроектных авариях, п.5.4.4.
18. Требование о разработке до завоза ядерного топлива на АС планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на АС с учетом радиационных последствий, п.5.5.1.
19. Цель управления запроектной аварией: возвращение станции в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение топлива и удержание радиоактивных продуктов в установленных границах и количествах, п.5.5.6.
20. Требование о подготовке персонала АС к действиям при запроектных авариях, п.5.5.7.
21. Требование к эксплуатирующей организации о подготовке программ проведении противоаварийных тренировок в условиях запроектных аварий, п.5.5.9.



Приложение 2 (Выписка из ТС ООБ, ПНАЭ Г-01-036-95,раздел 15.2)


Перечень запроектных аварий

1. Сценарии запроектных аварий, приводящие к повышенным выбросам радионуклидов в окружающую среду. Уязвимые места АС.
На основе результатов анализа выделять все сценарии запроектных аварий, приводящие к превышению доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию РВ в окружающей среде, установленных для проектных аварий. Через минимальные сечения деревьев событий/отказов определять уязвимые места АС. Под ними здесь и далее понимаются сочетания особенностей конструкции АС, ее схемных решений, компоновки, эксплуатационных процедур и организационной структуры деятельности персонала, являющиеся наиболее вероятными причинами выхода повреждения активной зоны реактора за пределы масштабов повреждений, допускаемых для проектных аварий.

2. Характерные группы сценариев запроектных аварий.
Из сценариев, выделенных в предыдущем разделе, формировать группы, в границах которых отклик станционных систем, требуемый для предотвращения развития аварии, одинаков (одинаковы системно - функциональные деревья событий).

3. Представительные сценарии запроектных аварий.
В пределах каждой группы предыдущего раздела выделять один или несколько представительных сценариев, удовлетворяющих в совокупности следующим четырем критериям:

1. Наибольшая мощность доз облучения персонала и/или населения.
2. Наибольшая интенсивность выброса радионуклидов.
3. Наибольший интегральный выброс радионуклидов.
4. Наибольший масштаб повреждений систем и оборудования станции.
4. Перечень запроектных аварий

Выделенные в разделе 3 сценарии сводить в перечень запроектных аварий для последующего анализа.



Приложение 3  (Выписка из ТС ООБ, ПНАЭ Г-01-036-95,раздел 15.6.3)

Меры по управлению запроектными авариями

1. Оперативные цели безопасности.
Для каждого уровня тяжести запроектной аварии формулировать оперативные цели безопасности, т.е. цели, к достижению которых оперативный персонал АС должен стремиться в данных условиях, чтобы предотвращать или прекращать дальнейшее развитие повреждений оборудования и/или СВБ, либо ограничивать выбросы радиоактивных материалов в окружающую среду.

2. Признаки состояния объекта, критерии возникновения и развития запроектной аварии.
На основе выполненных расчетных анализов запроектных аварий формулировать признаки состояния объекта и устанавливать критерии, с помощью которых, используя признаки состояния, может быть определен факт возникновения запроектной аварии и может быть прослежено ее развитие по соответствующим уровням тяжести.

3. Системы и оборудование, которые могут быть задействованы для достижения целей безопасности и ограничения последствий аварий.
Выявлять все технические системы АС (включая системы, не относящиеся к обеспечению безопасности), которые могут быть задействованы, возможно не по проектному назначению и не в проектных режимах работы, для достижения оперативных целей безопасности и ограничения последствий аварии на каждом уровне ее тяжести. Прорабатывать вопросы дублирования систем, выполняющих одну и ту же функцию. Описывать возможности использования материалов и оборудования, расположенных на соседних энергоблоках, а также за пределами промплощадки АС, намечать средства их доставки.

4. Критерии успешности корректирующих действий.
Формулировать критерии успеха действий персонала по достижению оперативных целей безопасности на каждом уровне тяжести аварий. Определять выражение этих критериев через признаки состояния.

5. Анализ объема информации о состоянии объекта, доступной оперативному персоналу в процессе развития аварии.
Определять объем информации, требуемый для отслеживания признаков состояния объекта, установления уровней тяжести аварии, управления требуемыми техническими системами, оценки успешности действий по управлению запроектными авариями, технические средства и способы, позволяющие получать эту информацию в прогнозируемых условиях. При необходимости выполнения косвенной оценки требуемых параметров представлять методы такой оценки.

6. Стратегия корректирующих действий.
Описывать стратегию корректирующих действий персонала в условиях запроектной аварии, направленных на достижение целей безопасности на всех возможных уровнях тяжести аварии.


ПОСЛЕСЛОВИЕ

Подход к определению перечня сценариев запроектных аварий для выполнения расчетных анализов, представленный в приведенном выше докладе, выгодно отличается от других подобных подходов, в том числе, представленных в новом докладе МАГАТЭ, указанном в сноске к докладу (10) в перечне литературы, тем, что он опирается на перечень постулированных аварийных состояний, уровни тяжести которых образуют полную, но конечную шкалу. Это, практически, полностью снимает неопределенности, присущие другим подходам, и обеспечивает замкнутость системы.


[1] В настоящее время издан новый документ МАГАТЭ на эту тему:  International Atomic Energy Agency, Implementation of accident management programmes in nuclear power plants. Safety reports series no. 32, Vienna, 2004.


Примечание. Публикуемая статья написана для сборника Ростехнадзора "Ядерная и радиационная безопасность". Полагая, что представленный в ней материал представляет интерес для более широкого круга читателей, чем читатели упомянутого сборника, мы с любезного согласия редакции этого сборника публикуем её здесь.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Ядерный надзор
· Новость от proatom


Самая читаемая статья: Ядерный надзор:
Новая структура стандартов МАГАТЭ по безопасности

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 5
Ответов: 6


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 19 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 21/12/2009
ОПБ-88, а сейчас ОПБ-88/97 - российский регулирующий документ высшего, концептуального уровня иерархии

Пора бы документу прибавить пару-тройку цифер, хотя бы ОПБ-88/97/09. А то все концептуальное жонглирование вероятностями. 


[ Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 22/12/2009
При нынешнем состоянии атомного надзора до этого документа лучше не дотрагиваться. А что касается "жонглирования вероятностями", то даже анонимно не следует говорить глупости, если не владеешь предметом. А.Букринский


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 22/12/2009
Согласен с дедушкой А.М. Букринским полностью!
Надо четко понимать предмет до его математических оснований! На настоящее время даже такая величина как вероятность (не функция плотности) рассчитанная оперативно по ветвям, уже дает ответ - что делать? И если эта величина выбегает за наперед заданные пороговые значения, мы останавливаем оборудование на профилактику, во избежание аварии. Но матметоды оценки рисков на месте не стоят, рядом ученых (Например работы Сальникова, Острейковского) вводят понятие параметрической  надежности, позволяющей более точно определить время наступления предельного состояния оборудования, и кстати - эти методы не противоречат текущему подходу, ибо есть его органическое продолжение.
Так что жонглирования терминами нет - есть тяжелая работа, и она длительная, в том числе и строгие математические обоснования...
Ядерщик.


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 22/12/2009
ОАБ есть, ООБ есть, ВАБы тоже есть, ДАБ есть, если еще введем и ПАБ - параметрический анализ безопасности, который будет опративно рассчитывать не вероятности, а запасы времени до достижения предельных и/или критических состяний оборудования/систем (определенных заранее граничными и начальными условиями различного рода) и доводить все это заблаговременно до эксплуатационного персонала, в том числе и до оперативного, то будет нелохо и весьма эргономично, по крайней мере оператор картинку в 600-800 параметров в голове постоянно вертеть не будет.
По большому счету эксплуатационника инересует вопрос когда? - а это ни что иное как функция распределения плотности вероятности, а вот само значение вероятности, как бы оно мало не было - для эксплуатационника величина номинальная... несколько непредставительная...
Ядерщик


[ Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 22/12/2009
вообще- бред
степени вероятности вот и вся надежда, а остальное- прокормка для прикормленных. эксплуатационникам это абсолютно не нужно и даже вредно
с уважением к авторам и подмастерьям
студент


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 22/12/2009
Ну не согласен принципиально!
Приведу пример очень наглядный - какая разница с точки зрения применения матаппарата в том, что оператор налетит на аварию оборудования или ракета "земля воздух"/"земля-земля" налетит на цель? Да никакой! И называется это просто - высокоточное оружие. Поражает с первого удара. И функция распознавания цели в этом оружии стоит на теории распознавания ДИНАМИЧЕМКИХ ОБРАЗОВ. А как же по другому? Ведь цель то движется!
Вспомните знаменитые видеокадры, в которых крылатая ракета влетает в ангар и взрывает его. Открою тайну - в телесистеме боеголовки этой ракеты работает ПМО аналогичное FineReader, и изображение поступающее в блок сравнения сравнивается с фотоизображением именно того ангара, куда и должна была прилететь крылатая ракета. Так что тут все четко и практикой убийства ангаров подтверждено видеокадрами.  Но, например, ВИУР контролирует состояние реактора ВВЭР-1000 (проект В-320) по 120 фрагментах, а показания на параметров на этих фрагиентах технологических систем тоже между прочим изменяются.  То есть - образ реакторной установки, прописанный ее постоянно изменяющимися параметрами (ну хотя бы то, что топливо выгорает и дистилатика надо добавлят, чтобы концентрацию борца понизить и перекомперсироваться 10-группой СУЗ) есть образ ДИНАМИЧЕСКИЙ! Так что вы уважаемый в принципе не правы!
И еще - а вы когда нибудь на БЩУ оперативником работали?... Лично я работал... даже лицензия на управление реактором ВВЭР-1000 проекта В-320 где валяется... Так что я четко понимаю предмет обсуждения.
Последенее в ОПБ везедено требование "Следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение суммарной вероятности тяжелых запроектных аварий не превышало 10 Е -5 на реактор в год." п.4.2.2 . Это одна авария на сто тысяч лет. Сколько у нас их произошло с выбосом РВ в окружающую среду за последних 50 знаете? Вот и получает ответ - что вероятность в том виде, что есть, не совсем устраивает атомщиков на АЭС. Нам надо знать когда? А этот ответ может дать плотность распределения вероятности, и некоторые другие, непараметрические методы оценки рисков.
Совет вам полезный - идите работать в реакторный цех на АЭС и учите хорошо математику. А то уж как то слабо знаете, что эту задачк решают французы и вовсю! Откуда знаю? Да выдавливали они из меня эти матмодели еще в 2000 году....и не обижайтесь пожалуйста.
С уважением,
Ядерщик


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 24/12/2009
"ВИУР контролирует состояние реактора ВВЭР-1000 (проект В-320) по 120 фрагментах.."
да глубоко! если оператор будет контролировать по 120 фрагментам и в динамике..., и роботту не вменить такую работу
мышление у студунта и у ядерщика наверное различно..
студент


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 27/12/2009
Сколько у нас их произошло с выбосом РВ в окружающую среду за последних 50 знаете?
Вы будете смеяться, но в России за последние 50 лет с предельно допустимым выбросом  - ни одной


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 27/12/2009
Извиняюсь, а что такое ОАБ? И где это есть, в отличие От ВАБ, ДАБ и ООБ?


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 22/12/2009
вообще- бред
степени вероятности вот и вся надежда, а остальное- прокормка для прикормленных. эксплуатационникам это абсолютно не нужно и даже вредно
с уважением к авторам и подмастерьям
студент
----------------------------------------------------------------
Персонально для Студента.
Ну не согласен принципиально!
Приведу пример очень наглядный - какая разница с точки зрения применения матаппарата в том, что оператор налетит на аварию оборудования или ракета "земля воздух"/"земля-земля" налетит на цель? Да никакой! И называется это просто - высокоточное оружие. Поражает с первого удара. И функция распознавания цели в этом оружии стоит на теории распознавания ДИНАМИЧЕМКИХ ОБРАЗОВ. А как же по другому? Ведь цель то движется! Вспомните знаменитые видеокадры, в которых крылатая ракета влетает в ангар и взрывает его. Открою тайну - в телесистеме боеголовки этой ракеты работает ПМО аналогичное FineReader, и изображение поступающее в блок сравнения сравнивается с фотоизображением именно того ангара, куда и должна была прилететь крылатая ракета. Так что тут все четко и практикой убийства ангаров подтверждено видеокадрами.  Но, например, ВИУР контролирует состояние реактора ВВЭР-1000 (проект В-320) по 120 фрагментам (темное дело... когда 2000 параметров и примерно 1560 задвижек надо контролировать, не считая работы штук 20 авторегуляторов), а показания  параметров на этих фрагментах технологических систем тоже между прочим изменяются.  То есть - образ реакторной установки, прописанный ее постоянно изменяющимися параметрами (ну хотя бы то, что топливо выгорает и дистилатика надо добавлять, чтобы концентрацию борца понизить и перекомпенсироваться 10-группой СУЗ... а то и центральной 5-й подшаманить офсетик) есть образ ДИНАМИЧЕСКИЙ! Так что вы уважаемый в принципе не правы!
И еще - а вы когда нибудь на БЩУ оперативником работали?... Лично я работал... долго.... даже лицензия на управление реактором ВВЭР-1000 проекта В-320 где валяется... Так что я четко понимаю предмет обсуждения. До его математических моделей и идеологии безопасности.
Последенее  - в ОПБ везедено требование - "Следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение суммарной вероятности тяжелых запроектных аварий не превышало 10 Е -5 на реактор в год." п.4.2.2 . Это одна авария на сто тысяч лет. Сколько у нас их произошло с выбосом РВ в окружающую среду за последних 50 знаете? Вот и получаем ответ - что вероятность в том виде, что есть, не совсем устраивает оперативников на АЭС. Нам то надо знать когда? Когда и где наступит авария i-типа (в ИЛА и РУЗА типы аварий прописаны...) и как успеть ее ПРЕДУПРЕДИТЬ! А этот ответ может дать расчет плотности распределения вероятности по конкретному объекту, и некоторые другие, непараметрические методы оценки рисков. Расчет возможен как по оборудованию так и на функциональную группу в целом. Бред ли это? Да эту задачу решают такие мамонты темы как Сальников, Острейковский, Вереземский... конкретные кстати люди, ученые. В Обнинске эту же задачу решает НПЦ "Моделирующие системы" - там толковые ребята работают, знаком с ними...
Совет вам полезный - идите работать в реакторный цех на АЭС и учите хорошо математику. А то уж как то слабо знаете, что эту задачку решают даже франки и вовсю! Откуда знаю? Да выдавливали они из меня эти матмодели прогнозов еще в 2000 году....и не обижайтесь пожалуйста.
Нам архиважно распознавать будущие аварии! Не согласны? Тогда прочитайте все РД ЭО концерна "Росэнергоатом" в части внедрения диагностических систем на АЭС. Эти требования, кстати, есть часть четко выраженной политики концерна в области безопасности!
С уважением,
Ядерщик


[ Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 24/12/2009
И еще - а вы когда нибудь на БЩУ оперативником работали?... Лично я работал... долго.... даже лицензия на управление реактором ВВЭР-1000 проекта В-320 где валяется... Так что я четко понимаю предмет обсуждения. До его математических моделей и идеологии безопасности.

да 10 пустил в пятнадцати участвовал- вы случайно  не с АТЭ-есть такая организация

лицензии появились совсем недавно и как Вы могли работать очень долго, но я не к тому- РАБОТАЛ.. именно тем о ком вы наверное мечтаете...


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 24/12/2009
Расчет возможен как по оборудованию так и на функциональную группу в целом. Бред ли это-

совершеннейший бред
студент


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 24/12/2009
"в части внедрения диагностических систем на АЭС. Эти требования, кстати, есть часть четко выраженной политики концерна в области безопасности.."

особенно отмыть денежки на СКУДе, а он является архаизмом ОКБ ГП
как далеки мы от народа, уж занаучились и на блоке явно давно не были
студент


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 24/12/2009
"в части внедрения диагностических систем на АЭС. Эти требования, кстати, есть часть четко выраженной политики концерна в области безопасности.."

особенно отмыть денежки на СКУДе, а он является архаизмом ОКБ ГП
как далеки мы от народа, уж занаучились и на блоке явно давно не были
студент


[
Ответить на это ]


[Без темы] (Всего: 0)
от Гость на 25/12/2009
Как Вам должно быть известно, шведы в рисковом спектральном анализе превзошли всех, и даже научили многих прочих. Тем не менее, потом на Форсмарке мал-мала чуть не поплавили зону. Напрашивается неутешительный вывод - генералы бумаг и считальных машинок всегда готовятся к прошедшей войне (с).

ПыСы. для себя никогда бы не применил самоназвания ядерщик, атомщик, и все такое, потому что знаю многих, кому бы по жизни полагался Орден Сутулова за непрерывный стаж лежания на производственной лавке, милле пардонне.


[
Ответить на это ]


Re: для ядерщика (Всего: 0)
от Гость на 25/12/2009
В мое время в МИФИ (1961-1967, факультет Т) и позже мы именовали себя мифистами и физиками (помните знаменитое "...мы инженеры-физики"). Ядерщиками именовали себя только студенты-"академики", выламываясь перед официантами и выжимая слезу у девушек. Кроме них, ядерщиками называли себя ребята из сверхзакрытых городов, демонстрируя нам, столичным, свою отвагу перед режимными требованиями.  
Полностью согласен с предыдущим коллегой, что "самоназвание ядерщик" вызывает сомнения в компетентности самоназванца.


[
Ответить на это ]


Re: для ядерщика (Всего: 0)
от Гость на 27/12/2009
Как Вам должно быть известно, шведы в рисковом спектральном анализе превзошли всех, и даже научили многих прочих.
-------------------------------------
И как они конкретно всех превзошли, интересно? Первый раз про шведов слышу в этом контексте. Авария на Форсмарке в 2006 году никакого отношения к спектральному анализу не имеет.


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 27/12/2009
Про французов посмешил. Я там работал.  Сальников, Острейковский, Вереземский - хорошие специалисты, особенно, Владислав Алексеевич, но эту задачу они не решат, при всем уважении.


[
Ответить на это ]


Re: Управление запроектными авариями в нормативных документах России (Всего: 0)
от Гость на 25/12/2009
Все верно, все правильно. Только у каждого свой бизнес. Одни пишут, другие считают, третьи заливают бетоны, четвертые шмихеруют на поставках, пятые докладывают президенту, шестые же живут со всем вот этим. Векторная сумма всех этих начинаний как-то не обнадеживает.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.42 секунды
Рейтинг@Mail.ru