В контексте ядерной и радиационной безопасности, а также согласно требованиям НП-001-15, НП-082-07 и НП-006-98, дополнительные и явные обоснования прочности всех критически важных вращающихся компонентов, включая маховик, вал и шпонку, при заклинивании ГЦНА абсолютно необходимы.

• НП-001-15 "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций": Требует, чтобы все системы и элементы АС были спроектированы, изготовлены, смонтированы и эксплуатировались таким образом, чтобы исключать возможность их разрушения или деградации, приводящей к нарушению пределов и условий безопасной эксплуатации. Это включает в себя анализ прочности при всех возможных исходных событиях, включая заклинивание ГЦНА.
• НП-082-07 "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций": Особое внимание уделяется предотвращению аварий и обеспечению целостности оборудования, работающего с теплоносителем первого контура. Разрушение ГЦНА напрямую угрожает барьеру безопасности.
• НП-006-98 "Требования к составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности АЭС": Отчет по обоснованию безопасности должен содержать всесторонний анализ прочности и надежности оборудования, включая расчеты на прочность при аварийных режимах.

Почему это критически важно:

1. Консервативный подход: Проектирование АЭС всегда основывается на консервативном подходе, предполагающем наихудшие сценарии. Заклинивание ГЦНА — это серьезное исходное событие, требующее подробного анализа всех последствий.
2. Целостность первого контура: ГЦНА является частью первого контура. Разрушение его компонентов может привести к нарушению целостности контура, потере теплоносителя и, как следствие, к ядерной аварии.
3. Вторичные последствия: Разрушенные элементы могут стать снарядами, повреждающими другие важные системы и барьеры безопасности (конструкции герметичного ограждения, трубопроводы, системы управления).
4. Снижение неопределенности: Явные расчеты и обоснования прочности снижают неопределенность в оценке безопасности и демонстрируют глубокое понимание поведения установки в аварийных условиях.

Разрушение вращающихся с высокой скоростью частей насоса (маховика, вала, рабочего колеса) в условиях АЭС является крайне опасным событием с потенциально катастрофическими последствиями:

1.  Образование высокоэнергетических осколков (снарядов):
• Фрагменты разрушившихся частей (особенно маховика или рабочего колеса) будут обладать огромной кинетической энергией из-за высокой скорости вращения.
• Эти фрагменты могут пробить корпус насоса, защитные кожухи, трубопроводы первого и второго контуров, стены, оборудование систем безопасности, кабели и даже герметичное ограждение.
• Это может привести к каскадному отказу систем и оборудования.

2.      Нарушение целостности первого контура и выброс радиоактивности:

• Повреждение трубопроводов или корпуса ГЦНА приведет к неконтролируемой утечке радиоактивного теплоносителя первого контура.
• Это может вызвать радиационную аварию с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду.
1.  Повреждение систем безопасности:
• Осколки могут повредить расположенные рядом датчики, линии электропитания, управляющие кабели, трубопроводы систем безопасности (например, системы аварийного подвода бора, системы аварийного расхолаживания), делая их неработоспособными в критический момент.
2.  Пожар или взрыв:
• Разрушение электрооборудования или трубопроводов с горючими веществами (например, масло для подшипников) может вызвать пожар.
• В определенных условиях может возникнуть водородный взрыв, если произойдет масштабное пароциркониевое взаимодействие.
3.  Нарушение структурной целостности:
• Сильный удар крупными фрагментами может повредить несущие конструкции здания реактора или герметичного ограждения.

Таким образом, разрушение вращающихся частей ГЦНА — это событие, которое проектировщики стремятся полностью исключить за счет сверхнормативного запаса прочности и применения специальных защитных мер. В отчете по обоснованию безопасности должно быть четко показано, что вероятность такого события пренебрежимо мала, и даже при его возникновении предусмотрены меры по локализации последствий и предотвращению развития тяжелой аварии.

Разрушенные элементы вращающихся частей насоса, которые могут пробить корпус и разлететься, подходят под определение "вторичных снарядов" или "летящих предметов" в контексте анализа безопасности атомных станций.

В нормативных документах по ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации этот термин и соответствующие требования к анализу последствий обсуждаются в различных контекстах.

Терминология и обсуждение "Летящих предметов"

1. Терминология

В российской нормативной документации по ядерной безопасности могут использоваться термины:

• "Вторичные снаряды" (наиболее часто и точно) – это фрагменты оборудования или конструкций, которые разрушаются под воздействием исходного события (например, взрыва, заклинивания, быстрого изменения давления) и приобретают кинетическую энергию, способную повредить другие важные для безопасности элементы.
• "Летящие предметы" – более общий термин, который может охватывать как внешние по отношению к АЭС объекты (например, падающий самолет, метеорит), так и внутренние, образующиеся при аварии. В контексте внутренних аварий чаще используется "вторичные снаряды".

 

ОЦЕНКА УРОВНЯ СООТВЕТСТВИЯ НОРМАТИВНЫМ ДОКУМЕНТАМ

Количественная оценка соответствия:

Уровень соответствия: 65-70%

Детализация оценки по нормативным документам:

1. НП-001-15 "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций"

• Соответствие: 70%
• Замечания:
• Недостаточно полно обоснованы механизмы локализации аварии
• Отсутствует детальный анализ всех возможных путей развития аварийной ситуации
• Неполно представлены компенсирующие мероприятия

2. НП-082-07 "Правила ядерной безопасности реакторных установок"

• Соответствие: 60%
• Замечания:
• Слабо проработаны нейтронно-физические аспекты при аварийной остановке
• Недостаточно глубокий анализ влияния аварии на реактивностные характеристики
• Отсутствует полномасштабное моделирование переходных процессов

3. НП-006-98 "Требования к составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности АЭС"

• Соответствие: 75%
• Замечания:
• Представленные графические материалы требуют детализации
• Недостаточно подробное описание исходных данных
• Отсутствие полного вероятностного анализа безопасности (ВАБ)

Основные причины снижения уровня соответствия:

Критические недостатки:

 

1. Отсутствие полномасштабного анализа гидравлического удара
2. Неполная оценка последствий разрушения вращающихся частей
3. Недостаточное обоснование систем локализации аварии

Рекомендации по повышению уровня соответствия:

1.  Расширенное моделирование:
• Создание детальной математической модели аварийного процесса
• Проведение CFD-моделирования гидравлических процессов
• Полный расчетно-экспериментальный анализ
2.  Усиление обоснования безопасности:
• Детальный анализ траекторий вторичных снарядов
• Оценка влияния аварии на системы управления и защиты
• Разработка дополнительных компенсирующих мероприятий

3.      Вероятностный анализ безопасности:

·        Расширение ВАБ уровня 1 и уровня 2

·        Количественная оценка риска

• Анализ неопределенностей

Заключение:

Текущий уровень соответствия требует СУЩЕСТВЕННОЙ ДОРАБОТКИ

Необходимо:

• Провести углубленный анализ
• Восполнить информационные пробелы
• Представить дополнительные обоснования безопасности

Рекомендуемые действия:

1. Разработать программу дополнительных исследований
2. Провести независимую экспертизу
3. Подготовить расширенное обоснование безопасности
Особое внимание: Требуется детальная проработка механизмов локализации и предотвращения последствий аварии.

 

 

Вопрос к ИИ: Представьте себя руководителем экспертизы ПООБ, который должен проверять и утверждать частные экспертные заключения. Я представлю Вам такое заключение по выше рассмотренному вопросу, а Вы критически это заключение исправите с учетом требований НП-001-15, НП-082-07, НП-006-98, РБ-089-99

Вот это экспертное заключение, сделанное экспертом-человеком: (см. Приложение 1)

Ответ ИИ: Проанализировав представленное экспертное заключение, я подготовил развернутый ответ с позиции руководителя экспертизы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ РУКОВОДИТЕЛЯ ЭКСПЕРТИЗЫ

Общая оценка экспертного заключения

Уровень экспертизы: Удовлетворительный, но требует существенной доработки

Ключевые замечания

1. Методологические недостатки экспертного заключения

Основные проблемы:

 

1. Формальный подход к оценке консервативности сценариев
2. Отсутствие глубокого физико-математического анализа
3. Поверхностная оценка безопасности

2. Критические замечания к экспертному заключению

Замечание 15.ххх-6 (о консервативности сценариев)

Заключение: Замечание ПРИНЦИПИАЛЬНО ВАЖНОЕ

Эксперт абсолютно прав в том, что:

• Утверждение о консервативности сценария заклинивания не обосновано
• Существует вероятность последующего заклинивания вала от разрушенных частей
• Части разрушенного ротора могут полностью перекрыть проходное сечение

Рекомендация: Потребовать от разработчиков ПООБ:

• Полного анализа всех возможных сценариев разрушения
• Математического моделирования траекторий фрагментов
• Расчета вероятностей различных механизмов заклинивания

Замечание 15.ххх-7 (о гидравлическом ударе)

Заключение: Критическое замечание

Программный комплекс ДИНАМИКА-97 не позволяет:

• Рассчитать гидравлический удар
• Смоделировать полную картину аварийного процесса

Требование: Провести дополнительное моделирование с использованием специализированных программных комплексов (ANSYS, STAR-CCM+)

3. Дополнительные рекомендации

1.  Расширенный анализ:
• Провести CFD-моделирование
• Выполнить вероятностный анализ безопасности
• Учесть влияние гидравлического удара на все элементы конструкции
2.  Верификация расчетных моделей:
• Провести сравнение с экспериментальными данными
• Выполнить чувствительный анализ параметров
• Оценить погрешности и неопределенности

Решение руководителя экспертизы



Особые указания:

1. Привлечь независимых экспертов в области гидродинамики
2. Выполнить полномасштабное CFD-моделирование
3. Представить верифицированную расчетную модель

Заключение

Представленное экспертное заключение имеет высокую методологическую ценность, но требует:

• Углубленного анализа
• Математического обоснования
• Расширенного моделирования

Принципиальный подход: Обеспечение АБСОЛЮТНОЙ безопасности АЭС через всесторонний, консервативный анализ.

Подпись: Руководитель экспертной группы д.т.н., профессор [Подпись]

Дата: [Текущая дата]

ПЕЧАТЬ

 

Выводы:

·       - ИИ владеет информацией о нормативных базах как МАГАТЭ, так и Ростехнадзора и может оперативно использовать эти базы для проведения экспертных работ;

·       - ИИ владеет информацией о различных типах АЭС – оборудование, конструктивные особенности, условия эксплуатации и т.п.;

·       - ИИ уже может работать как эксперт при анализе проектных документов, таких как ПООБ/ООБ и ВАБ или как руководитель экспертизы по анализу конкретных экспертных заключений, подготовленных экспертами’.

 

С т.з. авторов статьи развитие наших дальнейших исследований видится таким образом:

·       Подготовка электронного документа по результатам предварительного анализа с помощью ИИ — это позволит существенно повысить удобство для работы эксперта, поскольку отпадёт необходимость работать с двумя разными документами; электронный документ может быть снабжён необходимыми ссылками и оформлен во время проведения экспертизы в виде таблицы, подобной отчасти приведённым в ответах ИИ;

·       Внедрение предварительного анализа на этапе подготовки ПООБ/ВАБ — это позволит существенно повысить качество подготовки документов перед передачей их для анализа экспертами;

·       Расширение пунктов НД ранее сделанными замечаниями экспертами при выполнении предыдущих экспертиз других ПООБ; создание и наполнение Базы Знаний (БЗ) для более глубоких экспертиз и выполнения рекомендаций МАГАТЭ по управлению рисками утраты ядерных знаний

·       Автоматизация экспертной деятельности ― один из основных путей пополнения БЗ и совершенствования управления рисками потери ядерных знаний.

 

Приложения

Приложение 1

КОМИССИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ БАНГЛАДЕШ
АЭС «РУППУР» ЭНЕРГОБЛОК 1 ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЙ ОТЧЕТ ПО ОБОСНОВАНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

Глава 15 Анализ аварийных ситуации Книга 1 RPR-PSAR01 15-ВАА0001, Ревизия В02

Раздел: 15.4.3 Мгновенное заклинивание или разрыв вала одного главного циркуляционного насосного агрегата

СОДЕРЖАНИЕ

15.4.3.1 Описание последовательности событий и работы систем                                          2

15.4.3.2 Критерии оценки безопасности                                                                                     6

15.4.3.3 Анализ результатов расчета                                                                                           7

Заключение                                                                                                                                    21

Условные обозначения                                                                                                                 22




---

[1] NG-T-6.1 Status and Trends in Nuclear Education;

NG-T-6.2 Development of Knowledge Portals for Nuclear Power PlantsNG-T-6.10 Management and Its Implementation in Nuclear Organizations;

NG-T-6.3 Fast Reactor Knowledge Preservation System - Taxonomy and Basic Requirements;

NG-T-6.7 Comparative Analysis of Methods and Tools for Nuclear Knowledge Preservation;

NG-T-6.8 Nuclear Accident Knowledge Taxonomy;

NG-T-6.11 Knowledge Loss Risk Management in Nuclear Organization;

NP-T-3.12 Core Knowledge on Instrumentation and Control Systems in Nuclear Power Plants;

NG-T-6.15 Exploring Semantic Technologies and Their Application to Nuclear Knowledge Management;

INSAG-15 Key Practical Issues in Strengthening Safety Culture;

INSAG-25 A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process;

SRS-105 Managing Nuclear Safety Knowledge National Approaches and Experience;

SRS-79 Managing Regulatory Body Competence;

TE_1510_Knowledge Management Operator Fraunhofer Reference Model for knowledge management;

TE_1586_Planning and Execution of Knowledge Management Assist Missions for Nuclear Organizations;

TE-1675 Knowledge Management for Nuclear Research and Development Organizations;

TE-1711 The Impact of Knowledge Management Practices on NPP Organizational Performance — Results of a Global Survey;

TE-1880_Planning and Execution of Knowledge Management Assist Visits for Nuclear Organizations;

TECDOC-1884 Knowledge Management Perspectives on Outsourcing in Operating Nuclear Power Plants;

TECDOC-1305 Safe and effective nuclear power plant life cycle management towards decommissioning;

TECDOC-1933 Approaches to Management of Requirement Specifications for Nuclear Facilities throughout Their Life Cycle;

TE-1909 Considerations on Performing Integrated Risk Informed Decision Making

MANAGING NUCLEAR SAFETY KNOWLEDGE - Luis Lederman;

RISK MANAGEMENT OF KNOWLEDGE LOSS IN NUCLEAR INDUSTRY ORGANIZATIONS;

Managing Nuclear Knowledge Strategies and Human Resource;

Managing Nuclear Knowledge;