Atomic-Energy.ru

Использование ВАБ при обосновании продления срока эксплуатации энергоблока с реактором БН-600

22 сентября 2011
Рис. 1. Организация работ по ВАБ

Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) энергоблока №3 Белоярской АЭС с реактором БН-600 является составной частью комплекса работ по обоснованию и обеспечению продления срока эксплуатации.

Целями ВАБ являются оценка уровня безопасности энергоблока и эффективности мероприятий по его повышению, реализуемых при продлении срока эксплуатации, а также выработка рекомендаций по совершенствованию мер обеспечения безопасности энергоблока.
Для достижения указанных целей решаются задачи:

  • определения доминирующих аварийных последовательностей (комбинаций исходных событий, отказов оборудования и ошибок персонала, которые со значительной вероятностью могут привести к неблагоприятным состояниям);
  • определения относительной значимости (влияния на вероятностные показатели безопасности) различных систем, оборудования и ошибок персонала;
  • анализа важных зависимостей между событиями, системами, действиями персонала, которые влияют на вероятностные показатели безопасности;
  • сопоставления вероятностных показателей безопасности с количественными ориентирами в отечественной нормативной документации и рекомендациях МАГАТЭ;
  • выработки рекомендаций по совершенствованию инструкций по эксплуатации, регламента проверок оборудования важных для безопасности систем, руководства по управлению аварией;
  • создания базы для совершенствования обучения персонала.

При разработке ВАБ учитывались мероприятия по повышению безопасности энергоблока №3 Белоярской АЭС, запланированные при продлении срока его эксплуатации.

Объем анализа

Для энергоблока №3 Белоярской АЭС выполнен вероятностный анализ безопасности первого уровня (ВАБ-1) для внутренних исходных событий, обусловленных отказами элементов установки или ошибками персонала при работе реактора на мощности. При выполнении ВАБ-1 оценивалась вероятность тяжелого повреждения активной зоны реактора.

В рамках ВАБ-1 для внутренних исходных событий в вероятностных моделях учитывались реализация на энергоблоке №3 Белоярской АЭС второго комплекта управляющей системы аварийной защиты реактора и внедрение дополнительной системы аварийного расхолаживания (САРХ ВТО), оценивалась важность осуществления мероприятий по совершенствованию существующих систем теплоотвода.

Для моделирования аварийных последовательностей были рассмотрены следующие исходные события:

  • потеря нормального электроснабжения для собственных нужд, приводящая к невозможности использования для расхолаживания реактора части основного технологического оборудования третьего (пароводяного) контура и требующая подключения аварийных источников питания систем безопасности;
  • отключение главных циркуляционных насосов первого контура (ГЦН-1);
  • течь основного трубопровода петли второго контура, межконтурная течь в парогенераторе (ПГ), вызывающие отказ канала системы аварийного расхолаживания реактора;
  • течь трубопровода вспомогательной системы первого контура и др.

Была проанализирована возможность возникновения потенциальных событий и нарушений в работе систем, а также учтены данные более чем 25-летнего опыта эксплуатации БН-600.

Учитывалась возможность неполного состава оборудования энергоблока на момент возникновения исходного события (отключение главного циркуляционного насоса второго контура (ГЦН-2), ПГ, канала системы безопасности и т.п.).

На всех этапах разработки ВАБ учитывались различные типы потенциально возможных зависимостей между элементами, каналами и системами (отказы вследствие исходного события, структурно-функциональные связи и др.).

Анализ надежности проведен для систем безопасности, обеспечивающих аварийную остановку реактора, аварийный отвод тепла от активной зоны, локализацию течей натрия и межконтурных течей парогенератора, управляющих и обеспечивающих систем, а также для систем, используемых при управлении запроектными авариями.

Выполнен анализ надежности персонала с оценкой вероятности ошибок при техническом обслуживании, проверках систем и управлении авариями.

Сформированы интегральные модели для последовательностей аварийных инцидентов, приводящих к повреждению активной зоны реактора, и вероятностная модель энергоблока в целом, которая включает всю совокупность построенных моделей: деревья событий, модели систем (деревья отказов), действий персонала, аварийных последовательностей, а также показатели надежности элементов, входящих в данные модели.

Организация работ

Работы выполнялись ОКБМ с использованием исходных данных, подготовленных специалистами Белоярской АЭС, при участии специалистов ФЭИ и СПбАЭП. При решении отдельных задач разработчикам ВАБ оказали методическую поддержку специалисты НТЦ ЯРБ  Ростехнадзора (рис.1).

 

Рис. 1. Организация работ по ВАБ

Информация по проектным решениям, режимам работы, опыту эксплуатации БН-600 и его оборудования, эксплуатационная документация предоставлялась Белоярской АЭС, материалы по проектным решениям систем энергоблока – СПбАЭП.

В качестве исходных данных для оценки показателей надежности элементов и интенсивности исходных событий использовались, в основном, специфические сведения об опыте эксплуатации БН-600, в отдельных случаях – информация из проектного обоснования надежности систем и обобщенные базы данных МАГАТЭ.

Данные по имевшим место нарушениям нормальной эксплуатации и отказам оборудования (зарегистрированным с начала действия БН-600, с 1980 года) обрабатывались ведущими специалистами соответствующих подразделений Белоярской АЭС с указанием количества и видов отказов. Эти данные проходили внутреннюю экспертизу в процессе их согласования с руководителями подразделений и руководством Белоярской АЭС, а затем направлялись в ОКБМ.

Специалисты ОКБМ осуществляли входной контроль информации, предоставленной Белоярской АЭС, сопоставляя эти данные и полученные по ним результаты оценок показателей надежности оборудования и интенсивности событий со сведениями, имеющимися в ОКБМ (по БН-600 и аналогам рассматриваемых компонентов из обобщенной базы данных).

Моделирование аварийных последовательностей (с построением деревьев событий), определение критериев эффективности систем и построение моделей систем (деревьев отказов) выполнялось на основе результатов детерминистского анализа проектных и запроектных аварий, включенных ранее в материалы проекта энергоблока с реактором БН-600 и уточненных при составлении отчета по углубленной оценке безопасности. Использовались также дополнительные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты аварий, выполненные специалистами ФЭИ и ОКБМ в поддержку ВАБ.

Адекватность логических моделей систем и аварийных последовательностей выверялась в процессе анализа – с участием специалистов ОКБМ, выполняющих обоснование безопасности БН-600, а также сотрудников Белоярской АЭС. Учитывались результаты экспертизы материалов предварительного ВАБ, выполненного для планируемого режима работы энергоблока с гибридной активной зоной с виброуплотненным МОХ топливом, которую проводили специалисты ФЭИ и JNC (Япония).

Для моделирования и расчетного анализа надежности систем безопасности и аварийных последовательностей использовался верифицированный и аттестованный программный комплекс CRISS, разработанный в ОКБМ.

Конфигурация энергоблока

Энергоблок №3 Белоярской АЭС включает интегральный ядерный реактор БН-600 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, промежуточный натриевый контур, паротурбинную установку с генераторами и связанные с ними компоненты, необходимые для нормальной эксплуатации и обеспечения безопасности (рис. 2). Электрическая мощность блока – 600 МВт. Схема передачи тепла от реактора к турбогенераторам трехконтурная, с тремя петлями в каждом контуре.

 

Рис. 2. Принципиальная схема теплоотводящей петли энергоблока с реактором БН-600. 1 – реактор; 2 – активная зона; 3 – ГЦН-1; 4 – промежуточный теплообменник; 5 – ГЦН-2; 6 – буферная емкость; 7 – ПГ: 8 – питательный насос; 9 – деаэратор; 10 – конденсатный насос; 11 – конденсатор; 12 – турбина; 13 – генератор

Безопасность энергоблока основывается на свойствах внутренней самозащищенности реакторной установки (отрицательных обратных связях, значительной тепловой инерционности и т.д.). Кроме того, используются различные системы безопасности – защитные (аварийной защиты и расхолаживания реактора, защиты от превышения давления основного и страховочного корпусов реактора и во втором контуре), локализующие (страховочный корпус реактора, страховочные кожухи на вспомогательных трубопроводах первого контура), обеспечивающие (контур технического водоснабжения систем безопасности, система надежного электроснабжения, дистиллатный контур охлаждения ГЦН-1 и ГЦН-2), – а также комплекс систем управления.

Дополнительная система аварийного расхолаживания с применением воздушного теплообменника (САРХ ВТО), внедряемая на этапе продления срока эксплуатации энергоблока в дополнение к основной системе аварийного расхолаживания через третий контур (САР), применяется для управления запроектными авариями. Она обеспечивает повышение надежности выполнения аварийного расхолаживания за счет резервирования и разнообразия систем для реализации этой функции.

САРХ-ВТО представляет собой натриевую петлю, врезанную в петлю второго контура. В состав системы входят два электромагнитных насоса в натриевом контуре и два вентилятора для охлаждения ВТО атмосферным воздухом.

Результаты ВАБ

Результаты анализа показали, что с учетом оснащения энергоблока дополнительной САРХ-ВТО вероятность повреждения активной зоны реактора БН-600 составляет 3,5х10-5 в год. В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ (INSAG-3) для действующих энергоблоков, вероятность тяжелого повреждения активной зоны одного реактора не должна превышать 10-4 в год. Таким образом, вероятностная оценка уровня безопасности энергоблока с реактором БН 600, с учетом реализации запланированных мероприятий по повышению безопасности, свидетельствует о выполнении международных стандартов.

Вероятность повреждения активной зоны реактора БН 600 определяется в основном аварийными последовательностями, связанными с отказами систем аварийного отвода тепла, САР и САРХ ВТО, при таких исходных событиях, как потеря системного электроснабжения, уменьшение расхода теплоносителя по первому контуру и других нарушениях нормального теплоотвода (с аварийной остановкой реактора). Благодаря тепловой инерционности реакторной установки, в этих условиях имеется значительный резерв времени для восстановления теплоотвода, что очень важно для управления аварией.

Получено, что при оснащении энергоблока дополнительной САРХ ВТО вероятность повреждения активной зоны снижается примерно на порядок по сравнению с показателем, характерным для существующей конфигурации систем. Реализация второго комплекта управляющей системы аварийной защиты реактора снижает вероятность тяжелых аварий с отказом систем аварийной остановки реактора примерно в три раза по сравнению с однокомплектной системой управления, что так же является важным результатом, учитывая динамичность аварий данного типа.

Вероятностные оценки показали эффективность систем безопасности и мер по управлению авариями применительно ко всем группам исходных событий.

На основе результатов ВАБ, в целях совершенствования мер обеспечения безопасности БН-600  определены приоритетные действия по управлению авариями для их отработки в процессе подготовки и тренировок персонала. Рекомендуемые действия направлены на обеспечение ввода в работу дополнительной САРХ ВТО, подачи питательной воды в ПГ от питательных насосов, ограничение утечки теплоносителя при разгерметизации трубопроводов вспомогательных систем первого контура.

Результаты ВАБ показали, что уровень безопасности энергоблока №3 Белоярской АЭС с реактором БН-600 соответствует рекомендациям МАГАТЭ для действующих энергоблоков.
Определены наиболее значимые события и факторы, влияющие на вероятностный показатель безопасности энергоблока, и рекомендации по совершенствованию мер обеспечения безопасности при продлении срока его эксплуатации. Наиболее важным мероприятием является оснащение энергоблока дополнительной системой аварийного расхолаживания, улучшающее вероятностный показатель безопасности примерно на порядок.
Вероятностная модель энергоблока БН-600 постоянно совершенствуется с учетом вновь накопленного опыта работы оборудования, установки в целом и используется как инструмент оценки уровня безопасности при принятии решений об изменениях инструкций и регламента эксплуатации, модернизации оборудования и систем.

Авторы

П.С. Антипин, А.М. Бахметьев, д.т.н, Ю.Л. Каманин, С.П. Линьков, Ю.А. Макеев (ОАО «ОКБМ Африкантов»),
В.П. Забегаев, Ю.А. Махаев, А.И. Карпенко (Белоярская АЭС),
И.А. Кузнецов, к.т.н. (ГНЦ РФ – ФЭИ)