О надежности систем отвода остаточных энерговыделений ЯЭУ
Дата: 20/09/2017
Тема: Безопасность и чрезвычайные ситуации


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.







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=7651