proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2017 год
  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?!
Резюмируя по выбросу радиоактивного рутения-106:
это не мы
мы, но не специально
специально, но не сильно
сильно, но не вредно
вредно, но недолго
почему в 1986 можно, а в 2017 нельзя?

Результаты
Другие опросы
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.
PRo Рекламу

[20/09/2017]     О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ

В.И.Борисенко, Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины

В работе [1] была предложена модель оценки показателей надежности и безопасности к элементам 3-х контурной модели АЭС. В предыдущей работе [2] рассмотрены общие задачи анализа безопасности АЭС и его связи с эффективностью, а также пример корректного определения «слабого» звена в упрощенной модели АЭС, состоящей из ядерного реактора и системы управления и безопасности. В настоящей работе рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР-1000.



Авария на АЭС «Fukushima-Daiichi» и события, связанные с ликвидацией ее последствий непосредственно связаны с проблемой обеспечения надежности систем отвода тепла от топлива ядерного реактора при длительном полном обесточивании энергоблока.

Как известно, к фундаментальным функциям безопасности (КФБ) относятся [3]:

- реактивность;

- отвод остаточных энерговыделений (ООЭ);

- удержание продуктов деления.

В реакторах на быстрых нейтронах реализация КФБ «реактивность» может быть обеспечена проектными решениями, за счет соответствующего выбора коэффициента конверсии. А вот в реакторах на тепловых нейтронах реализация КФБ «реактивность» более проблематична, за счет изначально большого запаса реактивности, необходимого для обеспечения длительности топливной кампании. Что же касается реализации КФБ «ООЭ», то в существующих проектах как реакторов на тепловых, так и на быстрых нейтронах ее реализация требует длительной работы специальных систем отвода тепла. Поэтому показатели безопасности ядерных энергетических установок (ЯЭУ) в т.ч. и следующих поколений, в значительной степени будут определяться надежностью СОТ.

В эксплуатируемых в настоящее время ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 проектом не предусмотрены технические средства для отвода остаточных тепловыделений в условиях длительного полного обесточивания АЭС с потерей аварийных источников электроснабжения. Для работы проектных систем, обеспечивающих ООЭ от ядерного реактора и приреакторного бассейна выдержки отработанного ядерного топлива, требуется внешнее электропитание.

Наблюдающийся в последние годы перекос в вопросах оценки безопасности в сторону вероятностных методов анализа, иногда даже в «противовес» к детерминистским принципам обеспечения безопасности, заложенными в проектных решениях, позволил «обоснованно» исключить из анализа безопасности целый ряд исходных событий аварий, которые по вероятностной методологии считаются маловероятными. Такой подход не может получить научного обоснования, хотя бы потому, что все уже произошедшие тяжелые аварии (TMI-2, ЧАЭС-4, Fukushima-1) не рассматривались исследователями в предварительном анализе безопасности, как раз по причине маловероятности сочетания событий, приведших к реализованному сценарию указанных аварий. Тяжелые аварии на АЭС являются следствием принципиальных ограничений существующей методологии оценки и обеспечения безопасности АЭС, заложенной в вероятностной модели анализа безопасности АЭС [4-6]. Эти методы, как показано в [7], исключают возможность обоснования надежности систем безопасности и, в частности, систем отвода тепла ядерного реактора на основе конструктивных (контролируемых) требований к безопасности АЭС.

В данной работе рассмотрена методология оценки показателей надежности СОТ и обоснование таких требований с позиции управления безопасностью АЭС [7, 8].

В работах [1, 8] использован научно-технический подход к формированию требований по надежности к системам безопасности, используя проектные требования по контролю за показателями допустимого содержания радиоактивных продуктов деления в теплоносителе 1-го контура ВВЭР-1000.

Другим аспектом влияния радиоактивных продуктов деления на безопасность АЭС является необходимость организации постоянного ООЭ от топлива ядерного реактора, которое интенсивно и долговременно за счет радиоактивных распадов продуктов деления. В статье изложен подход к определению показателей надежности систем безопасности, которые обеспечивают аварийный отвод остаточного тепловыделения от топлива активной зоны ВВЭР-1000.

При полном обесточивании энергоблока ВВЭР-1000 (с потерей аварийных источников электроснабжения, в том числе дизель-генераторов (ДГ)) и невозможности проведения противоаварийных действий со стороны персонала время достижения предела повреждаемости твэлов (ППТ) [8] составляет менее 3 ч в проектной конфигурации оборудования и систем [9]. Если и в дальнейшем не могут быть обеспечены условия подключения систем аварийного отвода тепла, то в течение нескольких часов произойдет плавление топлива, внутрикорпусных устройств и проплавление корпуса ядерного реактора [10]. Таким образом, на пути распространения радиоактивных веществ, накопившихся в ядерном топливе, в окружающую среду остается только один физический барьер безопасности - защитная оболочка (ЗО) – контайнмент. Если и в дальнейшем невозможно предпринимать противоаварийные действия, то за счет процессов взаимодействия расплава топлива со строительными конструкциями ЗО возможно ее повреждение и неконтролируемый выход радиоактивных веществ в окружающую среду. Поэтому вопросы обеспечения ООЭ от ядерного топлива имеют важное значение при нормальной работе АЭС и чрезвычайно важны в аварийных условиях, когда часть систем и оборудования АЭС могут быть недоступны по тем или иным причинам.

Очевидно, что на показатели надежности СОТ будут влиять как величина интегрального тепловыделения за рассматриваемый промежуток времени, так и динамика остаточных тепловыделений топлива.

В табл. 1 представлена информация о значениях Nост и  ΔNост , рассчитанных для различных моментов времени после останова реактора ВВЭР-1000 тепловой мощностью N0  = 3,0·109 Вт, на которые есть ссылки в статье ниже.

Таблица 1

Параметр

Время после останова реактора, ч

26280

2472

720

240

120

24

2

Nост, Вт

2,54·105

2,06·106

4,11·106

6,57·106

8,47·106

1,41·107

2,72·107

ΔNост, Дж

5,95·1014

8,98·1013

3,35·1013

1,39·1013

7,98·1012

2,20·1012

3,02·1011

Пример анализа надежности СОТ проведем для случая, когда необходимо обеспечить аварийный ООЭ в течение 2472 ч (~100 сут). Это время выбрано по наиболее консервативным оценкам необходимости обеспечения аварийного ООЭ в случае экстремального воздействия на АЭС и регион ее расположения природных, техногенных катастроф или военных (террористических) действий.

В настоящее время требуемое время непрерывной автономной работы СОТ ограничено 72 ч, чего явно недостаточно, если учитывать ход развития аварии на Fukushima-1. Поэтому рассмотрим наиболее консервативные требования, которые могут быть предъявлены сегодня к СОТ.

В соответствии с данными табл. 1 дальнейшее рассмотрение проведем с учетом следующих четырех ограничений (предположений).

1. Тепловыделение за первые 2 ч (консервативная оценка в соответствии с [10]), приводящее к ППТ и последующему плавлению топлива ядерного реактора, ΔNост = 3,0·1011 Дж.

2. Минимальное время до достижения значения ППТ в отсутствие теплоотвода составляет 2 ч.

Выделяющаяся за 2472 ч тепловая энергия 9,0·1013 Дж намного больше ППТ за первые 2 ч. Поэтому для исключения повреждения топлива активной зоны необходимо предотвратить достижение ППТ ΔNост = 3,0·1011 Дж в пределах 2 ч.

С течением времени значения принятых первых двух ограничений изменяются и зависят от сценария аварии. Так, например, время достижения ППТ через сутки уже будет составлять 6 ч, через 5 суток – 10 ч. При этом за счет более длительного отвода тепла через поверхность оборудования 1-го контура или через течь теплоносителя будет увеличиваться и предельное тепловыделение, приводящее к достижению ППТ, т.е. ΔNост > 3,0·1011 Дж. Поэтому ранее принятые ограничения позволяют получить более консервативные оценки надежности СОТ.

Для аварийного отвода остаточного тепловыделения топлива в реакторе ВВЭР-1000 предусмотрены две системы, входящие в нашем рассмотрении в СОТ [13]: система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления (САОЗ ВД) и система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления (САОЗ НД) (рис. 1).

СОТ содержит три пары каналов САОЗ ВД и САОЗ НД. В один канал САОЗ ВД входят: бак приямок (БП), теплообменник (ТО), насос ВД (Нв), арматура (Ав). В один канал САОЗ НД входят следующие элементы: бак приямок (БП), теплообменник (ТО), насос НД (Нн), Арматура (Ан). Элементы БП и ТО являются общими элементами для САОЗ ВД и САОЗ НД.

3. По консервативной оценке, которая также может корректироваться, принимаем следующее третье ограничение [14]: подтвержденное время непрерывной работы канала САОЗ ВД t1 = 72 ч. Таким образом, если принять в рассмотрении, что канал САОЗ НД начнет работу после окончания работы САОЗ ВД, то время непрерывной работы канала САОЗ НД составит t2 = 2400 ч. Суммарное время работы каналов СОТ, как и оговаривалось, составит t12 = t1 + t2 = 2472 ч.

В комплексе рассмотрения исходного положения о необходимости обеспечения непрерывной работы СОТ в течение 2472 ч принятые ограничения по требуемому времени непрерывной работы СОТ достаточно консервативны. Они предполагают, что по истечении 103 сут после аварии будет восстановлена работа систем нормальной эксплуатации реакторной установки, и отвод остаточного тепловыделения будет производиться также и с их помощью. Также учтем в рассмотрении, что отвод остаточного тепловыделения технологически может осуществляться одним каналом СОТ [13]. Поэтому в структуре СОТ одна пара каналов рассматривается как функционирующая (ФПК), а две другие - как резервные (РПК). Такое рассмотрение более технологично, так как позволит избегать внезапных отказов и отказов по общей причине (например, фильтры САОЗ) всех каналов СОТ в случае, если они будут непрерывно работать параллельно, как этого требует ТРБЭ [15].

Рис. 1. Упрощенная технологическая схема соединения основных элементов САОЗ ВД и САОЗ НД по электропитанию (ДГ) и по потоку теплоносителя. Представлен один канал. Два других канала полностью идентичны.

Рассмотрим процедуру определения надежности каналов СОТ (рис. 2) с учетом вышеназванных ограничений, если требуемое время непрерывной работы СОТ составляет 2472 ч. Согласно исходным данным минимальное тепловыделение в топливе до ППТ (характеризуемое как случайная величина Qj )= 3,0·1011 Дж. Соответственно отказ ФПК можно сформулировать как условие (Qj ≤  q), которое рассматривается как событие отказа ФПК.

Рис. 2. Схема соединения по надежности основных элементов СОТ. Три параллельно включенных канала. Первый канал - ДГ1, БП, ТО1, Нв1, Нн1, два других канала аналогично со своей нумерацией.

Общее количество тепла (характеризуемое как случайная величина Q), которое должно быть отведено ФПК из активной зоны реактора за 2472 ч, составляет = 9,0·1013 Дж. Это можно записать как событие (Qi ≤ h).

Полученное значение средней наработки на отказ СОТ больше срока службы АЭС и, следовательно, его нельзя проверить на основе эксплуатационных статистических данных и нельзя управлять надежностью СОТ. Оно имеет сугубо расчетное значение. Поэтому контроль безотказности СОТ следует осуществлять через контроль безотказности каналов.

Вероятности отказов канала САОЗ ВД  RФ1 и канала САОЗ НД  RФ2, образующие ФПК, зависят от длительности их функционирования t1 и t2 следующим образом [7]:

Полученные значения вероятности отказов близки к эксплуатационным данным: в соответствии с [16] для канала САОЗ ВД вероятность отказа составляет 1,75·10-2, а для канала гидроемкость (ГЕ) САОЗ вероятность отказа составляет 1,5·10-3.

Согласно полученным данным, особо высокие требования по надежности предъявляются к каналу САОЗ НД. Вероятность отказа канала САОЗ НД сравнима с аналогичным показателем системы безопасности ГЕ САОЗ, построенной на пассивном принципе действия, а, следовательно, с проектно заложенными высокими значениями показателей надежности. 

4. Учитывая время включения ДГ и время включения в работу СОТ по программе аппаратуры ступенчатого пуска (АСП), необходимо ввести дополнительное четвертое ограничение на время включения резервного канала  τ = 60 с.

В табл. 2 приведены значения величин RФ2, Kri , Kr, ТСФ и τ в зависимости от требуемого непрерывного времени работы САОЗ НД.

Таблица 2

Параметр

Требуемое время работы САОЗ НД, ч

26280

2400

720

240

120

RФ2

2,6·10-4

1,7·10-3

4,9·10-2

1,2·10-2

2,1·10-2

Kri

0,9991

0,9904

0,9706

0,9286

0,8889

  K

0,9999999992

0,9999991

0,999975

0,999636

0,9986

ТСФ , ч

5,18·107

5,36·105

7,98·104

1,31·104

3,17·103

τ, с

0,1

7,9

72,5

409,5

949,5

Таким образом, с учетом принятых ограничений и допущений на работу СОТ максимальное время, в течение которого обеспечивается отвод остаточных тепловыделений СОТ с учетом необходимого времени восстановления τ ≈ 60 с, должно быть ~720 ч. В течение этого времени должно быть обеспечено восстановление работоспособности систем нормальной эксплуатации реакторной установки, а в случае необходимости смонтированы и подключены дополнительные системы отвода остаточных тепловыделений. Если определенного таким образом времени непрерывной работы СОТ 720 ч достаточно для гарантированного восстановления поврежденных систем АЭС в результате природных, техногенных или военных воздействий на АЭС, то реализованных проектных решений достаточно для обеспечения КФБ «ООЭ». В противном случае, если в результате постулируемых воздействий на АЭС восстановление поврежденных систем АЭС не может быть гарантировано за 720 ч, необходимо дополнительно к проекту дооснастить реакторную установку дополнительным высоконадежными системами отвода остаточных тепловыделений.

Если еще дополнительно учесть, что в проектах эксплуатируемых энергоблоков с ВВЭР-1000 не предусмотрены технические средства для отвода остаточного тепловыделения в условиях длительного полного обесточивания АЭС с потерей аварийных источников электроснабжения, то очевидно, что для надежного обеспечения отвода остаточного тепловыделения реакторная установка с ВВЭР-1000 должна быть дополнительно оснащена, например, системами пассивного отвода остаточных тепловыделений (СПОТ). Поэтому в новых проектах ВВЭР-100/(В-392, В-428, В-446, В-412) по сравнению с проектом ВВЭР-1000/В-320 дополнительно предусмотрены новые пассивные системы безопасности, в том числе различные СПОТ, а также разработаны система подавления водорода, устройство для улавливания расплава активной зоны, двойная ЗО здания реактора [17].

Учитывая четвертое ограничение, необходимо принять допустимое время непрерывной работы канала (время между отказами) САОЗ НД t1,2 = 720 ч и время восстановления 72,5 с.

При наработке на отказ канала СОТ 720 ч и требуемом времени, согласно четвертому ограничению t2 = 2400 ч, по истечении которого будет восстановлена работа систем АЭС в необходимом объеме, потребуется примерно три раза восстанавливать работоспособность ФПК. Восстановление работоспособности ФПК в аварийном режиме (в течение 2400 ч) связано с проблемой обеспечения безопасности обслуживающего (ремонтного) персонала.

Для решения проблемы обеспечения безопасности обслуживающего (ремонтного) персонала требуется исключить ремонт СОТ в аварийном состоянии реакторной установки. Это можно обеспечить, если внедрить в эксплуатацию СПОТ, построенную на пассивных принципах отвода тепла и, соответственно, имеющую высокие показатели по надежности и не требующую проведения восстановительных работ в течение длительного времени (более 2472 ч).

Рассмотрим вопрос определения требований к надежности СПОТ в предположении, что ее эффективность по теплоотводу сравнима с каналом СОТ - в действительности она меньше и в модели необходимо учитывать разные возможности по отводу тепла в каналах СОТ и СПОТ. В новых проектах ВВЭР принято 4-канальное исполнение СПОТ по 1-му контуру, которое компенсирует различие в возможности теплоотвода каналом СОТ и СПОТ. Согласно принятой математической модели анализа безотказности, СПОТ должна функционировать в течение 2472 ч. В нашем рассмотрении эффективность СПОТ по теплоотводу сравнима с эффективностью канала СОТ. Поэтому его максимально допустимая вероятность отказа должна удовлетворять определенному ранее по формуле (4) значению RФ = 3,3·10-3 , и в соответствии с формулой (6) средняя наработка на отказ СПОТ  ТСП  = 7,36·105 ч.

Полученное расчетное значение средней наработки на отказ СПОТ  7,36·105 ч больше срока службы АЭС и, следовательно, ее нельзя проконтролировать в процессе эксплуатации АЭС.

Для обеспечения контроля СПОТ следует охватить контуром управления, включая систему диагностики [7, 8]. Это позволяет существенно понизить требование непосредственно к безотказности СПОТ за счет безотказности контура управления, а также его себестоимость. Например, если вероятность безотказности контура управления равна 0,99, то требуемое значение средней наработки на отказ СПОТ можно понизить на два порядка, что делает ее пригодной для контроля и приемлемой в цене [7, 10]. Тогда значение 7,36·105 ч можно рассматривать как сугубо расчетное значение средней наработки на отказ СПОТ с контуром управления. При этом контроль надежности структуры следует осуществлять косвенно, через контроль надежности СПОТ и системы управления.

Из приведенного анализа следует принципиальный вывод, что СПОТ является необходимым дополнением к СОТ для обеспечения более надежного аварийного отвода остаточных тепловыделений ядерного реактора с позиций обеспечения более высоких показателей по безопасности АЭС

Приведенная методология ограничена только обоснованием требований к надежности СОТ и СПОТ. Для управления безопасностью АЭС этого недостаточно. Требуются методы обеспечения расчетных значений показателей надежности путем управления надежностью технологий изготовления и эксплуатации (ремонта) СОТ и СПОТ [7, 10].

 

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

 

  1. Борисенко В.И. Обоснование нормативных показателей пределов повреждения твэлов. // Атомная стратегия XXI, вып.125, апрель 2017, с. 12-13.

  2. Борисенко В.И. Что определяем: Надежность или Безопасность? // Атомная стратегия XXI, вып.127, июнь 2017, с. 9-11.

  3. Safety of Nuclear Power Plants: Design. Requirements. IAEA. Safety Standards Series. No. NS-R-1. 2000. p.67

  4. Хенли Э.Д., Кумамото Х. Надежность технических систем и оценка риска. – М.: Машиностроение, 1984. – 528 с.

  5. Уивер Л. Риск от аварии на АЭС с легководными реакторами // Безопасность ядерной энергетики. – М: Атомиздат. 1980. - С.114 - 133.

  6. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ. - М.: Физматлит, 2008. - 352 с.

  7. Пампуро В.И. Оптимальное управление безопасностью экологически опасных объектов. - К.: Наук. думка, 2012. – 599 с.

  8. Борисенко В.И., Ключников А.А., Пампуро В.И. Обоснование показателей безопасности АЭС // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. – 2011. - Вип.15. - С. 6 - 10

  9.  Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП 082-07..

  10. Национальный отчет Украины. Результаты «стресс-тестов». – ГИЯРУ, 2011. -136 с.

  11. Журбенко А.В., Будаев М.А., Звонарев Ю.А. и др. Анализ протекания запроектных аварий и их радиационных последствий для проектирования системы аварийного сброса из герметичных помещений АЭС с ВВЭР // 8-я МНТК «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». МНТК-12. Москва, 23 - 25 мая 2012. - С. 189 - 192.

  12. Хизанцян А.М., Оганесян Л.С. Остаточные энерговыделения при аварийных остановах реакторов типа ВВЭР // Изв. НАН РА и ГИУА. Сер. ТН.2007.Т.LX, № 1. С. 100 - 106.

  13. Отчет по анализу безопасности. База данных по ЯППУ для целей АЗПА. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. ЕР37-2006.310.ОД(3). - ООО «Энергориск», 2008. - 569 с.

  14. Заключительный отчет по вероятностному анализу безопасности первого уровня для внутренних исходных событий энергоблока № 5 ОП ЗАЭС. 21.5.59.ОБ.04. - НАЭУ «Энергоатом», 2005.

  15. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока № 4 Ривненской АЭС. 4-Р-РАЭС.

  16. Южно-Украинская АЭС. Энергоблок № 1. Отчет по анализу безопасности. Вероятностный анализ безопасности. ВАБ 1 уровня при работе энергоблока № 1 ЮУ АЭС на номинальном уровне мощности. Итоговый отчет. 23.1.39.ОБ.04.01. – Южноукраинск: НАЭК «Энергоатом». – 444 с.

  17. Колтаков В.И., Стефанишин Н.А., Остапчук С.А. Эволюция проектов реакторных установок ВВЭР-1000 // Ядерна та радіаційна безпека. - 2011. - № 4 (52). - С. 33 - 39.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
Япония. Авария. Мнение комментатора.

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 2
Ответов: 30


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 67 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 20/09/2017
Оценки как в самой работе, так и в тех работах, на которые идет ссылка, сделаны "на коленке" с точностью 100%-200%. Никак не учитывается несимметричность работы реакторной системы при несимметричной работе и СОТ и СПОТ. Прикидки "на коленке" привели к авариям, на которые автор указывает, но они его ничему не научили. "На коленке", конечно, намного проще работать, достаточно восьми классов советского образования, но и результаты тогда такого анализа только для школьников неполной средней школы, уровня наших основных "атомных" руководителей. Продолжайте в том же духе "бороздить просторы большого театра". Кроме того, зачем указана литература [11], если на нее нет ссылки, попросили что ли?


[ Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
Это не проектные расчеты, а статья с методологией, в которой предлагается Алгоритм определения требуемых показателей по надежности систем, исходя из задач, выполнение которых возложено проектом на  СОТ. Если Алгоритм принимается, то тогда можно делать  не "на коленке". . 
До внесения исправлений в ссылках на литературу: [11] это   в тексте [10].


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
До внесения исправлений в ссылках на литературу: [11] это   в тексте [10].
В тексте несколько ссылок на 
[10] литературу, какая из них относится к [11]


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
К [11] относится только ссылка на [10] в абзаце перед перед формулой (1). 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 20/09/2017
Где формула 6, на которую ссылается автор при расчете наработки на отказ?И второй вопрос - каким образом автор связывает понижение требования по наработке СПОТ с наработкой системы управления?


[ Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
Формула (6) наработка на отказ Тсф - последовательно пронумеровать формулы после формулы (3).
Связывает не с наработкой системы управления, а с "надежностью" -вероятность безотказности контура управления.
Применение систем контроля и диагностики повышает надежность любой системы. Методология корректного учета влияния на надежность и безопасность систем управления и контроля (по соответствующим моделям надежности и безопасности) представлена в [1], [2] и более подробно в [7].


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
Для некоторых украинских АЭС есть режимы, которые в течение нескольких минут приведут к такой ситуации, когда уже ничто не поможет. Для чернобыльской аварии, когда она уже началась, было абсолютно безразлично, какие аварийные системы работали или не работали, так и здесь будет. Ищите эти режимы для ваших АЭС, они существуют,  найдены и, уже просчитаны не "на коленке", ищите и вы их. Ввсе станции индивидуальные, как и люди, подход к каждой должен быть личностным, а вы всех "под одну гребенку" стрижете.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
Верное замечание! На любом предприятии, в том числе на конкретном блоке АЭС, управляют процессами. Каждый технологический процесс (как и бизнес-процесс) – уникален. Поэтому подход к обеспечению безопасности только с позиции «надёжности» методологически неверен. С уважением, Б.В. Сазыкин.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
Немного не "вяжется" с практикой: например летчики "запросто" меняют самолеты одного типа - не летают же они только на одном конкретном самолете. А управлять современным самолетом не намного "легче", чем реактором.
К тому же базовый ТОБ и базовый ТРБЭ разрабатывает "проектант". И все процессы на блоках одного проекта - очень и очень похожи, качественно так на все 100%, а вот количественно по некоторым параметрам м.б. отличие но не принципиальные, тем более -  не уникальные.
Инженеры и операторы по обслуживанию оборудования и систем, а также управлению  технологическими процессами "запросто" могут подменяться на однотипных блоках одной АЭС.
Может в последние годы что-то поменялось ?


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 22/09/2017
"И все процессы на блоках одного проекта - очень и очень похожи, качественно так на все 100%, а вот количественно по некоторым параметрам м.б. отличие но не принципиальные, тем более -  не уникальные." - это комментарий еще одного расчетчика на "коленке".Перейди на новый тип кассет при последующей загрузке и при "благоприятном стечении обстоятельств" можешь получить большие неприятности. Как и почему  - не хочу объяснять и показывать здесь, хотя на этом сайте это показали, читайте внимательно. Одно хочу сказать: переход от расчетов на "коленке" к тем расчетам, которые надо производить, не совсем простой, надо мозгами шевелить, но в наше время  крайне затруднительно найти людей способных на это, в основном весь напряг сводится к тому, чтобы без напряга "нарубить побольше капусты" - отсюда и результат.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 25/09/2017
Заметим, что на новые типы ТВС переходили и не раз, и не только на ВВЭР, но чтобы это привело к "большим неприятностям" . . .  не припомню.
В проекте есть требования каким НФХ должны удовлетворять ТВС, если эти требования выполняются , то и неприятностей не стоит ожидать (не забываем и теплогидравлику ТВС со своими требованиями).
А, если "придумаете" новый тип ТВС с "непроектным" водо-урановым отношением, или еще чего-то "там", то - тогда и неприятности.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 25/09/2017
"Для некоторых украинских АЭС " -  речь о режимах АЭС, или все-таки энергоблоков ? Если энергоблоков, то почему некоторых ? Уточните - речь идет о разных проектах В-302, В-338 и В-320, или некоторых энергоблоков проекта В-320, но для разных АЭС ?


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/09/2017
Если энергоблоков, то почему некоторых ? Уточните - речь идет о разных проектах В-302, В-338 и В-320, или некоторых энергоблоков проекта В-320, но для разных АЭС ? Может вам еще рассказать и какие режимы? Работайте сами. 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 22/09/2017
Хотелось бы услышать более подробный ответ каким образом система контроля и диагностики повышает надежность системы. Вы рассматриваете период аварии, на котором уже все элементы находятся в работе. В таком случае на таком длительном промежутке, вероятность невыполнения функции будет зависеть в большей степени от периода работы и работоспособности оборудования в этот период. Что вы понимаете под контролем и диагностикой оборудования, которое находится в работе постоянно?Собственно, даже в примере у вас наработка зависит только от длительности режима.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 25/09/2017
В ссылках [1, 2] более детально в [7] рассмотрены примеры построения и расчета показателей надежности и безопасности упрощенных моделей АЭС.
В методологии ВАБ все расчеты "базируются" на Дереве событий (ДС), которое является последовательной цепью, которая справедлива только, если все элементы Дерева одинаково влияют на безопасность. То что это не так - очевидно, а также показано на примерах корректных моделей. 
Наиболее показательным  является пример с местом Оператора в системе управления см [2, 7].
Модель с последовательным Деревом событий не позволяет в т.ч. и оптимизировать Объект, т.к. сколько систем безопасности с наивысшими показателями в такую модель не "вставляй" - после перемножения показателей надежности -  никогда не получите "число" больше, чем наименьшая надежность одного из элементов ДС - например для двухэлементного ДС - (0,7*0,99)<0,7.  Поэтому нет смысла делать системы безопасности с показателем надежности 0,9999 и т.д.  С реальной моделью Объекта такие ДС не имеют ничего общего. Именно за счет высоких показателей надежности систем безопасности (в модели они в обратной связи) и удается обеспечить требуемый уровень безопасности.



[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/09/2017
Я задал конкретные вопросы, а получил набор из отсылок к непонятным источникам и несуразицу про ДС. Если у вас цель что-то доказать, то не нужно говорить, что ДС не отражают реальное поведение станции. Еще как отражают, но не подходят для вашей цели))С другой стороны, если разобраться, то ДС и для вашей цели подходят. Вам стоит лишь ответить на мои вопросы выше - каким образом автоматика и диагностика повысят надежность оборудования (по сути железок), которое уже находится в работе и должно проработать очень длительный период. Ответив на который четко и ясно, вы сможете учесть систему автоматики, уменьшить показатели надежности СБ, получив тот же результат. 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/09/2017
Извините, что вмешиваюсь в Ваш "спор" про контроль и диагностику:Простая аналогия - датчик уровня масла и датчик температуры системы охлаждения в авто - это системы контроля и диагностики. Вопрос: они повышают надежность авто, или без них надежность авто не изменится ? Ответ очевиден. Для более сложных объектов типа АЭС очень похоже. Только есть еще и самодиагностика самих систем контроля, как на авто "покруче" и т.д. и т.п.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/09/2017
Извиняю))Но Вы не учитываете одну очень важную особенность. Когда датчики в машине Вам что-то покажут, Вы спокойно сможете остановиться и произвести необходимые операции. Когда мы говорим про блок и СБ, то рассматривается определенный промежуток времени уже после аварии. Вопрос - как Вам Ваши датчики помогут в уже возникшей аварийной ситуации с машиной?  


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/09/2017
Все СБ - резервированы, как минимум 3х100%. Поэтому своевременно, выявив аномалии в работе СБ, системой контроля и диагностики еще до ОТКАЗА, она (СБ) выводится в ремонт. Все они д.б.  ремонтопригодны.Время восстановления - один из показателей НАДЕЖНОСТИ.
Если на авто въехали в стену - то датчик уровня масла, конечно, не поможет. А если авто должна доехать до стены еще 1000 км, то без датчика может и не доехать.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 29/09/2017
Еще раз прошу Вас вникнуть в статью. "Пример анализа надежности СОТ проведем для случая, когда необходимо обеспечить аварийный ООЭ в течение 2472 ч (~100 сут)". Т.е. имеем как раз тот случай, когда "авто уже въехало в стену".Поэтому попросил автора подробно объяснить, что он понимает под системой автоматики и диагностики и как эта система способна повысить надежность железок при уже выполнении ими функций безопасности.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 29/09/2017
Еще никто никуда не въехал . . . По аналогии с авто, по дороге к "стене" вышли из строя:аккумулятор, генератор и двигатель. Ехать дальше просто нет возможности. В случае с АЭС после полного обесточивания, АЭС - "останавливается" аварийно и  не генерирует Э/Э. Но это не значит, что уже ничего не надо делать. Для этого в проекте и есть СБ: САОЗ ВД, НД и ГЕ и т.д. Для выполнения СБ ее задач должны работать как минимум ДизельГенератор и соответствующие насосы. Названное оборудование имеет свои системы контроля и диагностики, которые и должны обеспечить работу СБ.  Задача систем контроля и диагностики своевременно выявлять аномалии и не допускать ОТКАЗА  СБ без возможности восстановления. Если таких систем контроля не будет, то и СБ работать будеть "мало-мало".


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 30/09/2017
Гость, Вы серьезно или прикалываетесь? Задача СБ работать при ИС на блоке. Поэтому рассматривать нужно работу СБ на определенном промежутке времени. Или вы хотите понизить надежность СБ исходя из нормальной эксплуатации блока и эти СБ использовать при ИС?)) Поэтому еще раз читаем выдержки из статьи: "Пример анализа надежности СОТ проведем для случая, когда необходимо обеспечить аварийный ООЭ в течение 2472 ч (~100 сут). Это время выбрано по наиболее консервативным оценкам необходимости обеспечения аварийного ООЭ в случае экстремального воздействия на АЭС и регион ее расположения природных, техногенных катастроф или военных (террористических) действий.В настоящее время требуемое время непрерывной автономной работы СОТ ограничено 72 ч, чего явно недостаточно, если учитывать ход развития аварии на *****ushima-1. Поэтому рассмотрим наиболее консервативные требования, которые могут быть предъявлены сегодня к СОТ."
Так что уже въехали давно)) 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
дополнительная система безопасности повышает надежность. А мужики то и не знают.


[ Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
"дополнительная система безопасности повышает надежность" - когда печень откажет бесполезно пить боржоми


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
В статье такой фразы - "дополнительная система безопасности повышает надежность" - нет, по-моему в статье про другое . . . 


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
СПОТ является необходимым дополнением к СОТ для обеспечения более надежного аварийного отвода остаточных тепловыделений ядерного реактора


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 21/09/2017
СПОТ является необходимым дополнением к СОТ для обеспечения более надежного аварийного отвода остаточных тепловыделений ядерного реактора


Более надежного - нет сомнений.
СПОТ-2 обеспечит еще более надежное - нет сомнений.
и т.д.. . . А сколько необходимо этой "надежности" - это и определяется в проекте, исходя из постулируемых событий аварий и времени их возможного продолжения.
Ну и не последнюю роль будет играть ответ на вопрос: А будет ли конкурентна э/энергия? выработанная на РУ с СОТ, СПОТ, СПОТ-2 и т.д ?


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 22/09/2017
Весь анализ работы СПОТ при проектировании и при обосновании безопасности АЭС велся "на коленке", нормальный анализ, без особых излишеств,  показывает какой негативный результат мы можем получить от его работы, особенно при длительной работе, я уж не говорю о детальном анализе работы всей системы станции. Об этом указывалось, и не раз, в экспертизе, но ..."все божья роса"


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 22/09/2017
Методики оценки опасности времен СССР очень даже обоснованы. В основу логики методики положена экономика отрасли, темпы достижения научного результата, все остальные факторы второстепенны. Благодаря режиму секретности население ничего не узнает, расчеты дороги и крайне противоречивы, поэтому самый дешевый способ оценить безопасность – эксплуатация экспериментального объекта, какими и считали все действующие АЭС (по советской классификации – реакторы двойного назначения).     
Сегодня по писаному научному этикету, по правилу ссылок на первоисточники, авторы отчетов в обоснование безопасности ссылаются на те источники, которые им нравятся. Их никто не обязывает ссылаться на отрицательные результаты. Их никто не обязывает рассматривать маловероятные случаи. Их собственное мнение игнорируется, если оно не совпадает со ссылкой. Фактически получается так, что разработчик или конструктор полностью освобождены от личной ответственности, им разрешена только коллективная (без)ответственность.      
Таким образом выдается индульгенция на новые аварии. Крупные аварии вообще игнорируются проектантами. По-человечески конструкторов можно понять и простить – у них нет возможности проверять системы безопасности на горячих стендах, получать собственные результаты. Современные АЭС и являются этими стендами, и будут являться 60*10 миллионов реакторо-лет. Проектанту остается только верить или не верить первоисточнику, на который они ссылаются (или их заставляют ссылаться).     
При расчетах вероятности крупной аварии явно виден пробел в математической обработке результатов, поэтому расчетные величины можно вообще не рассматривать во время принятия решений. Математическое моделирование появилось задолго до аварий на АЭС, но оно никак не помогло предотвратить аварии. Модельные расчеты дают вероятность редких событий на 3, и даже на 4 порядка ниже наблюдаемых. Это означает, что, либо математик ошибся (намеренно или непреднамеренно, использовал ложные или недостаточные исходные данные, пренебрег погрешностью имеющихся данных и т.д.), либо в действиях персонала, с вероятностью 99,9% был умысел нарушить доверенное им в управлении устройство повышенной опасности.     
Расследования аварий показывают, что найти нарушения персонала может даже человек со стороны, а вот доказать умысел математика, конструктора или руководителя исследовательских работ можно с вероятностью один на миллиард или менее. Недоказуемость, непроверямость и полное опровержение на практике математических выводов о безопасности устройств повышенной опасности, позволяет выносить эти сферы деятельности человека за пределы научной деятельности. Фактически эти работы находятся на одном уровне с астрологией, гаданием на кофейной гуще или шарлатанством.     
Понятия совесть, честность, порядочность, гуманизм неприемлемы для настоящего конструктора объектов использования атомной энергии. Подходящие для врача, учителя или водителя, эти рядовые понятия должны быть заменены болезненной совестью, безупречной честностью, исключительной порядочностью и беспрецедентным гуманизмом. Ведь речь идет о вероятностях фатальных ошибок в один на сто миллионов реакторо-лет, такая цифра не может быть понята обычным человеком. Такая цифра на может уложиться в обычном мозгу.     
Практика показывает, что рядовой житель планеты видит реальную вероятность разрушения мирного реактора в один на тысячу или один на десять тысяч реакторо-лет. Несовпадение расчетной и реальной вероятности разрушения реактора достигает десяти тысяч раз.     
Пример для понимания. У вас одновременно нарушены СОТ и СПОТ. Какова вероятность этого события? Насколько отличаются вероятности отказа СОТ и СПОТ, или они равны? По логике конструктора, каковы бы ни была эта вероятность, он это событие просто не рассматривает. Потому что у него н

Прочитать остальные комментарии...


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 29/09/2017
 или в плановом режиме выйти на уровень энерговыделения меньше 254 кВт? 
Что это за число 254 кВт ?


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 01/10/2017
Энерговыделение через 103 дня, равное 254 кВт, взятое из таблицы Борисенко. Автор статьи считает, что при таком энерговыделении топливо не расплавится, и самая серьезная авария не произойдет.     Сухое хранение ТВС возможно только после 5 лет расхолаживания в воде, поэтому СПОТ спасает лишь от возобновления цепной реакции и ударного выброса компонентов топлива в окружающую среду. На самом деле угроза неприемлемого ущерба для АЗ реактора сохраняется в 18 раз дольше, чем 103 дня.    
Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 01/10/2017
Извините, не 103 дня (2 МВт) а 1095  дней (254 кВт). Возможно, ТВС не разгерметизируется на воздухе через 3 года, но принято хранить не менее 5 лет. Получается, что СПОТ должна работать в автономном (слово пассивный означает без присутствия человека) режиме не менее 3-х лет. Очевидно, что такой сценарий рассматривается не для форс-мажора, а на случай ядерной войны.   Воистину, хочешь мира - готовься к войне.     
Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: по-моему в статье про другое (Всего: 0)
от Гость на 01/10/2017
" . . . Автор статьи считает, что при таком энерговыделении топливо не расплавится . . . "
Нет автор так не считает.
Слабым звеном СБ САОЗ НД является Дизель-генератор. Проектными требованиями должна обеспечиваться его непрерывная работа в течение 240 ч. За это время предполагается, что будет восстановлено проектное электропитание АЭС, а, следовательно, угроза повреждения топлива будет ликвидирована - далее все как обычно . . плановое расхолаживание штатными средствами, разуплотнение, перегрузка и т.д. 
В статье рассмотрен случай более долговременного  до 100 сут обесточивания АЭС. Для обеспечения работоспособности на таком периоде проектные требования по надежности САОЗ НД необходимо улучшить или обеспечить ремонт "поломанного" канала САОЗ НД. И на периоде 100 сут таких ремонтов потребуется по 3 раза на каждом канале. 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 22/09/2017
В статье такой фразы - "дополнительная система безопасности повышает надежность" - нет, по-моему в статье про другое - эта фраза есть в одном из комментариев, на него и дан ответ


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 23/09/2017
Это просто какой-то гребаный стыд!
Вот не поленился и сходил по ссылке [7]. Там, видимо, на этой Украине совсем все охуели. Это что, вот так вот с умной рожей теперь все обосновывают безопасность АЭС со ссылкой на этого "ученого по электричеству" Пампуро В.И., вы вообще где этого клоуна откопали ???
Ну как, как, скажите мне, может так случиться, что для равномерного закона распределения P{Q > q} / P{Q < h} = q/h ...Согласно вашей там "максимальной энтропии" в формуле (3) ?!!!
А может быть, все-таки, будет больше похоже на (h-q)/h, согласно, все-таки, теории вероятностей ?  И тогда, вероятность отказа ФПК вообще будет близка к 1. То есть она вообще там нахрен никому не нужна, да, ибо всегда поломата?
Просто какой-то вот запредельный Пиздец!
Особенно мне нравится этот красавчик В.И. Борисенко. 
Ведь нихуя не понимает ни в теории надежности, ни в теории вероятностей, ни в ВАБе,   баран-бараном! И ведь говорили ему, иди, читай умные книги сначала, для тебя же, дурака, их умные люди писали!!!Нет, опять упрямо глазкам хлоп-хлоп, и давай очередную ахинею присылать в Проатом. 
И ведь не скажешь, что совсем уж долбоеб, в НИИ работает! Альтернативный ВАБ уже тут нам он изобрел. Теперь дошел до альтернативной теории вероятностей и надежности. Осталось, видимо, только альтернативную таблицу умножения ему изобрести. И еще одно Черное море вырыть.
Помнится, захожу как-то утром в кабинет к профессору Орлову Виктору Владимировичу, спрашиваю, как дела, что нового в Минатоме? 
- Да вот,- говорит,- вчера был там, разговаривал с Сашей (Александр Румянцев, в бытность тогда министр). И говорю ему, - Саша, проблема не в том, что ты мудак, а в том, что ты даже не понимаешь, какой ты мудак!
Так вот, Борисенко, могу только еще раз процитировать профессора Орлова и еще раз пожелать, все-таки, поскорее начать читать книжки.
Пожалей население, с радиационными авариями не шутят! 




[ Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 25/09/2017
Очень сдержанный и корректный комментарий - чувствуется высокая культура общения автора - даже несмотря на анонимность . . . 
Да, пытался найти в статье фразу ". . . для равномерного закона" к сожалению не нашел. . .  может комментатор  тоже " . . .глазкам хлоп-хлоп . ." - смотрит в книгу , а видит . . .


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 27/09/2017
"Очень сдержанный и корректный комментарий - чувствуется высокая культура общения автора - даже несмотря на анонимность . . . 
Да, пытался найти в статье фразу ". . . для равномерного закона" к сожалению не нашел. . .  может комментатор  тоже " . . .глазкам хлоп-хлоп . ." - смотрит в книгу , а видит . . .

Еще один "вежливый воспитанный идиот". Тебе книжки надо читать научиться, а не сопли тут свои демонстрировать как ты их выковыриваешь аккуратно.

"Вот не поленился и сходил по ссылке [7]. "
 Сходил по ссылкам? Вежливый баран? Не знаешь как искать первоисточники, а? 
Читай первоисточники ! :
Пампуро В.И."Из-за отсутствия статистических данных с учетом максимальной энтропии полагают случайные информационные переменные Qj и Qi распределенными по равномерному закону [7, 10]. Тогда отношение вероятностей  P(Qj > qmax)/ P(Qi < hmax)  = qmax/ hmax ".
Понял откуда ноги растут во всех этих карикатурных формулах?, а теперь иди отсюда, в другом месте в носу ковыряйся.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 27/09/2017
"Знатоку" всех теорий,  знакомого с уважаемыми людьми: если есть 100 ед. опасности (h), а допустимая опасность - 1 ед. (g), то допустимая максимальная вероятность отказа системы безопасности такого объекта и будет g/h, а не выдуманное (h-g)/h. И не надо здесь всех "пугать" - тут и не такое читали и видели. С ув. Прохожий.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 24/09/2017
Прочитал статью и комментарии. В целом комментарии серьезно развивают статью. Не отрицают, а именно развивают, дают возможность автору посмотреть на материал с другой стороны. Материал несомненно полезен, и исследования по остаточным энерговыделениям интересны для специалистов. 


[ Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/09/2017

""Знатоку" всех теорий,  знакомого с уважаемыми людьми: если есть 100 ед. опасности (h), а допустимая опасность - 1 ед. (g), то допустимая максимальная вероятность отказа системы безопасности такого объекта и будет g/h, а не выдуманное (h-g)/h. И не надо здесь всех "пугать" - тут и не такое читали и видели. С ув. Прохожий."————О!, еще один балбес...горе-инженер. Ну почему все эти неучи, не зная теории вероятностей, все пытаются "делить по таблице Брадиса"?
Если случайная величина распределена по равномерному закону от 0 до 1, то вероятность того, что случайная величина будет меньше h равнаP{x<h} = hа того, что случайная величина будет больше h равнаP{x>h} = 1-hПоэтому, если вы имеете дело с равномерным распределением функций Q{x<h1} и Q{x>h2}, где у них знак неравенства направлены в разные стороны, то у них будут разные знаки. 
А если вам просто хочется поделить g/h во чтобы то ни стало, ибо это соответствовало вашим понятиям о том, как должна выглядеть оценка вероятности,  то тогда не говорите про вероятности равномерного распределения. ...........И вообще, прохожий, вы куда-то физдюхали? Вот и физдуйте дальше. Молча и с гордо поднятой задницей...


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 29/09/2017
" . . .то у них будут разные знаки. " 
Знаки чего - знаки Зодиака, знаки препинания, или еще "+" и "-" ?


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 29/09/2017
Главная проблема ВАБ-а на сегодня вовсе не в методологии, а в том, что его результаты используются в негодных целях.


[ Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 29/09/2017
Наверно есть вопросы и к методологии ВАБ - например, вероятностная модель АЭС уже построена и подтверждена ?


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 29/09/2017
А что Вы имели в виду, написав "подтверждена"?


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 30/09/2017
Подтверждена - это когда численные результаты ВАБ хотя бы будут коррелируют с наблюдаемыми частотами. Пример уже приводившийся выше при похожем обсуждении: возьмите монету и бросьте по два раза несколько серий. При этом по "ВАБ" должно ожидаться, что все должно быть  симметрично: орел-решка. Но на малом числе испытаний получите Все, что угодно: или только решки, или только орлы, но очень сомнительно, что получите поровну в каждом испытании. Аналогично и с АЭС: Общая наработка всех РУ меньше 20000 р/лет, а расплавов больше десятка. А еще в 1975 г. Расмуссен сказал, что больше 1Е-4 не может быть. Так что проверку (можно и о ее некорректности поспорить) ВАБ АЭС пока не прошел - не подтверждена, что модель ВАБ АЭС корректна.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 01/10/2017
Извините, а как, по-Вашему, например, результаты сопромата коррелируют с прочностными свойствами материалов? Профессор, преподаваший нам сопромат, говорил, - запасы отражают уровень нашего незнания. Вам известно, каков этот уровень? И разве это означает, что этим инженерным инструментом нельзя пользоваться? Я уже написал, - главная беда ВАБ-а в том, что его результаты используются в негодных целях.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 02/10/2017
Извините, а как, по-Вашему, например, результаты сопромата коррелируют с прочностными свойствами материалов? 
Коррелируют и ОЧЕНЬ хорошо !


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 03/10/2017
Вы, случаем, не из тех, кто постоянно задает вопросы типа, - а с какой точностью ваш код определяет такой-то параметр на 241 с процесса? Для Вас полпорядка (запас такой в ASME) - ОЧЕНЬ, а два - НЕ ОЧЕНЬ. По-моему, Вам лучше жену учить щи варить.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 03/10/2017
"В чем правда-разница, брат . . ."   Модели сопромата дают завышенные запасы - в противном случае половина "строений" уже лежала бы, а ВАБ АЭС дает заниженные - результаты ВАБ показывают, что за миллион реакторо-лет будет одна авария, а наблюдаем больше 10 за меньше , чем 20000 р/лет.Запас немного не в ту сторону !?


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 03/10/2017
А правда, брат, в том, что, если на клетке слона прочтёшь надпись «буйвол», не верь глазам своим. 
И в том и в другом случае надо с умом пользоваться результатами оценок, а не звонить во всю Ивановскую. И не использовать результаты в спекулятивных целях.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 03/10/2017
А разница, брат, в том, что результаты сопромата хоть частично, но проверяемы. Например, можно померить какие-то напряжения или провести испытания. А результаты ВАБ-а не проверяемы в принципе. Но это не означает их бессмысленности.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 04/10/2017
Ну вот, свалили все в кучу... Вы будете судить о новом оборудовании по старому? Так и в ВАБ, результаты по старым проектам хорошо коррелируют с реальностью. В 2000-х результаты ВАБ были N*10^-4. Нельзя судить о новых проектах, взяв всю совокупность действующих АЭС. 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 04/10/2017
Вах! И что же привело Вас к таким выводам? Результаты ВАБ-а имеют отношение не к старому и не к новому проектам, а к совершенно конкретному блоку с его конкретной конфигурацией.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 04/10/2017
Один из Гостей "посылает" всех книжки читать - так вот желательно помнить "границы применимости" теории вероятностей.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 04/10/2017
Об этом и речь. Используйте при сравнении результаты ВАБ блоков, на которых были аварии. Зачем вы лезете к тем, на которых аварий не было?)


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 04/10/2017
Так, а что там сравнивать для одного или нескольких блоков - на которых была авария  - вероятность и =1.  Одно дело, когда эта одна авария произошла на миллионе блоков, а другое, когда десять аварий на пятистах блоках. 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 05/10/2017
Вероятность чего =1?


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 05/10/2017
Вероятность аварии для блоков, на которых была авария =1


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 05/10/2017
Если бы это было так, то каждый день мы бы наблюдали новую аварию, а этого нет. А учтя данный случай и зная наработку блока, можно рассчитать вероятность.


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 05/10/2017
Ну так рассчитайте эту вероятность  и сравните с требуемой НТД ! Об этом и диспут: НТД требует, то что при нашей жизни проверить нельзя, однако ПРАКТИКА показывает цифры, которые уж никак не ложатся с "постулируемыми" ВАБ. Как образно написал 
Дементий Башкиров: " . . . либо ошибся математик, либо ошибся оператор, либо оба ошиблись".


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 06/10/2017
Во-первых, в НТД написано "необходимо стремиться...". Во-вторых, нельзя брать среднюю по старым блокам и новым. Уберите старые, для которых ВАБ в двухтысячных показывал схожие с реальными случаями ЧПАЗ. Говорите отдельно про новые блоки и старые, и у вас очень хорошо сойдется практика с результатами.  


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 04/10/2017
Расхождение результатов расчетов и наблюдаемой величины должны укладываться в коридор границ погрешности расчетов. Расчетчики вероятности любого типа запроектной аварии, аварии с полным выбросом топлива в окружающую среду дают коридор в 1-2 порядка.  Минус шесть, минус восемь порядков. То есть они абсолютно беспристрастно (просто сухие цифры) допускают ошибку в 10-100 раз.                                                    Наблюдаемые результаты вероятности аварий выше еще на 1-2 порядка, то есть никак не укладываются даже в стократный коридор. Расхождение наблюдаемой величины и расчетной указывает на то, что, либо ошибся математик, либо ошибся оператор, либо оба ошиблись.           
В карточной игре с помощью математики легко (если есть доступ к информации) вычисляют вороватых крупье. В атомной промышленности заявления расчетчиков о крайне низкой вероятности крупной аварии говорит о том, что операторы атомных станций имели злой умысел, и свои знания направили против населения свой страны.              
Кто бы ни был неправ, по правилам математики верить нужно наблюдаемой вероятности аварии. Каждые 1500-3000 реакторо-лет происходит авария, для ликвидации которой требуется сумма, равная стоимости 30-50 новым реакторам плюс переоблучение персонала. Плюс неопределенные отдаленные последствия для населения. Это есть 60-летний опыт эксплуатации АЭС.            
Совершенно логично будет исправлять ошибки атомщиков за их же счет, а не за счет законопослушных японцев или советского народа. Про переоблучение персонала можно не говорить – в зарплату атомщиков всегда был включен риск пострадать от особо опасного вида деятельности, и в расчетном листе есть отдельная строка, дающая 15-40% к окладу, плюс талоны на питание, укороченная рабочая неделя и выход на пенсию на 10 лет раньше.                
Почему население должно платит за ядерные аварии? 30 реакторов России имеют вероятность аварии 30/3000 и 30/1500, то есть авария происходит на нашей территории одни раз в пятьдесят или один раз в сто лет. Если ущерб будет оценен в 30 новых блоков, то стоимость атомной электроэнергии, грубо говоря, должна быть увеличена вдвое, чтобы покрыть страховые выплаты.          
Фактически эти выплаты население платит с самого первого дня эксплуатации АЭС, только их называют по-другому. Налоговые сборы, формирующие российский бюджет, оплачивали и оплачивают все ошибки исследователя, конструктора, оператора, бойца охраны и сотрудника безопасности.                
Все просто. Остается только одна внутренняя дилемма Росатома – либо верить математику и считать все ошибки атомщиков злоумышленными действиями, либо считать расчетчика двоечником. С 1986 лично я убежден, что атомная энергетика СССР, а теперь России, должна быть планомерно свернута до нуля. Математическая статистика не ошибается, а указывает на присутствие в системе систематической ошибки.            
Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 04/10/2017
Дементию Башкирову. Спасибо за интересный комментарий. Но у меня вопрос. Судя по вашей компетенции, вы всю жизнь работали в атомной отрасли. Не сожалеете ли о том, что посвятили жизнь этой бесперспективной теме? 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 05/10/2017
В атомной промышленности работает и работало очень много умных людей, с которыми приятно работать, дискутировать и просто общаться. У меня была более чем интересная работа исследователя и испытателя нового оборудования. То, что атомная энергетика бесперспективна, знал еще в вузе, но в атомной промышленности занимаются не только энергетикой, есть и медицина, и космос, и флот, и многое другое. Бесперспективна лишь атомная энергетика, а вся остальная атомная отрасль очень востребована. Не путайте атомную отрасль с атомной энергетикой.          
Дементий 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 06/10/2017
Не надо выходить за рамки правил и статистика подтвердится. Человеческий и природный фактор не учтет никакая статистика и если какой-то "чудак" решит грохнуть реактор, или самолет, или какого-то конкретного человека - то здесь уже ничто не поможет. Никакой дилеммы нет - все аварии - злоумышленные действия либо человека, либо природы. Пронеслось несколько ураганов над США - ущерб примерно в триллион долларов (это 200 блоков ВВЭР-1000), ну и что,  свернуть все ураганы до нуля? - сверните, кто мешает. В Норвегии один недоносок пострелял более полусотни человек, в США  только что аналогичная ситуация - сверните их, попробуйте. В мире каждый год в авариях на дороге гибнет больше 100 тысяч человек (какой это ущерб в долларах, кто считал) - запретите производство автомобилей, а затем самолетов, кораблей и т.д. Если вы убеждены в сворачивании атомной энергетики, то я - нет, а наживать себе политический капитал таким образом, как делаете вы, Башкиров, и подобные вам - мне кажется, безнравственно. Не ищите легких и популистских путей, а если не можете предложить что-то реальное - лучше помолчите. 


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 06/10/2017
Запрет на технологии, множащие РАО и ОЯТ, — это очень даже дельное предложение Башкирова, за что ему огроомное спасибо!


[
Ответить на это ]


Re: О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 07/10/2017
Я предлагал развивать технологии ВИЭ и в рамках программ конверсии, и консолидации, и ренессанса, но только в программе конвергенции Росатом повернулся лицом к ВИЭ, конкретно к ветру (2017). За всю свою жизнь я всегда предлагаю конкретные решения, которые реально возможно осуществить не практике. Большинство из этих решений с запозданием, но принимаются. Если Вы не видите, что атомная энергетика в России планомерно сворачивается, то я пытаюсь это Вам объяснить.     
Дементий Башкиров


[
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: 0.57 секунды
Рейтинг@Mail.ru