Автор работы: Пользователь скрыл имя, 16 Декабря 2013 в 12:26, курсовая работа
Целью данной работы является изучение основных методов анализа безопасности АЭС и определение уровня безопасности современных АЭС.
Для атомной станции обеспечение безопасности основывается на концепции глубокоэшелонированной защиты и означает наличие многоуровневой защиты. Главной задачей обеспечения безопасности является предупреждение аварий. В случае возникновения аварии предусматриваются мероприятия по ее смягчению. Глубокоэшелонированная защита представляет собой широкий круг мер – от предотвращения и контроля незначительных событий и отклонений от нормальных эксплуатационных условий в нормальных условиях – до управления авариями, причиняющими крупный ущерб АЭС.
Человеческие ошибки могут влиять как на причину, так и на частоту последовательности событий. Они могут происходить до, во время и после начала последовательности событий и могут ослаблять либо усугублять аварию. Это следует моделировать в ВАБ. Данные по надежности человека следует брать из таких источников, как отчеты об инцидентах, отчеты о выполнении технического обслуживания, отчеты по ВАБ и наблюдения на тренажерах.
Человеческие ошибки, которые могут приводить к исходному событию, следует выявлять и включать как часть частоты исходного события.
Человеческие ошибки, которые могут приводить к отказам систем безопасности и к потере критических функций безопасности, следует моделировать явно в последовательности событий и в анализе отказов систем.
В используемых вероятностях человеческих ошибок учитывают факторы, которые могут влиять на работу оператора, включая уровень стресса, время, имеющееся для выполнения задания, наличие инструкций, уровень подготовки и внешние условия работы. Это следует определять в анализе задач, выполняемом как часть оценок при проектировании [7].
Разработанную логическую модель следует применить для выполнения количественного анализа, используя данные для определения суммарной частоты повреждения активной зоны и вклада от групп исходных событий.
В количественном анализе следует выявлять важность групп исходных событий, отказов компонентов, отказов систем безопасности и ошибок персонала, чтобы определить, откуда возникает вклад в риск и где могут быть слабые места в конструкции или эксплуатации систем безопасности [7].
Результаты анализа оценивают, чтобы получить уверенность в том, что они дают адекватное представление о риске от станции. Если имеются области, где оценки риска представляются чрезмерно консервативными или оптимистичными, то анализ следует пересмотреть, чтобы сделать его более реалистичным. Чрезмерный консерватизм может иметь место, если критерии успеха систем безопасности основаны на консервативных анализах проектных переходных процессов и консервативных критериях успеха критических функций безопасности, а не на рекомендуемых для ВАБ наилучших оценках. Чрезмерный оптимизм может иметь место, если необоснованно отсеяны возможные исходные события [7].
Результаты анализа сравнивают с критерием безопасности для частоты повреждения активной зоны, предложенном для станции (если таковой сформулирован). Если оцененная для станции частота повреждения активной зоны неприемлемо высока, то в проект или эксплуатацию станции следует внести изменения, чтобы уменьшить риск.
Даже если частота повреждения
активной зоны приемлемо низка, результаты
ВАБ следует систематически рассматривать
для определения
В этой части анализа рассматривается развитие аварии от начала повреждения активной зоны и явления, которые могут произойти и привести к отказу защитной оболочки и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.
В анализе исследуется эффективность проектных решений и мер по управлению авариями, предусмотренных для ослабления влияния повреждения активной зоны, и выполняются оценки частоты больших выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду, которые можно сравнивать с вероятностными критериями (если таковые были определены).
Выявленные в ВАБ уровня 1 последовательности отказов, которые могут приводить к повреждению активной зоны, следует группировать по состояниям повреждения станции (СПС), определенным с учетом факторов, влияющих на поведение защитной оболочки или выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду. В эти факторы обычно входят тип происшедшего исходного события, давление в контуре теплоносителя реактора, состояние систем аварийного охлаждения активной зоны и систем безопасности защитной оболочки, а также целостность защитной оболочки [7].
В анализе используют логический подход, моделирующий, развитие последовательности событий от повреждения активной зоны до радиоактивного выброса. Это обычно делается путем анализа деревьев событий, моделирующих аварийную последовательность в различные моменты времени и использующих набор логических узлов разветвления для моделирования происходящей последовательности событий. Разработка деревьев событий нуждается в поддержке теплогидравлическими расчетами и моделированием выхода и переноса продуктов деления в защитной оболочке.
В анализе дерева событий предусмотрено достаточное количество временных кадров и логических узлов, чтобы обеспечить рассмотрение значительных явлений, которые могут произойти в защитной оболочке. Стандартом является определение около 20 - 30 узлов, хотя в некоторых анализах использовано много большее количество узлов, чем приведенное. Эти логические узлы будут одинаковы для деревьев событий, составленных для каждого СПС; однако сами деревья событий будут различаться в деталях для каждого из определенных состояний из-за различных начальных условий, характеризуемых СПС [7].
Конечные точки деревьев событий определяют последовательности происшедших событий и состояние защитной оболочки. Возможно, что защитная оболочка цела или что она отказала. Возможными механизмами отказа являются: байпас, отказ системы изоляции (эти два механизма отказа моделируются в определении СПС), утечка, разрушение или проплавление основания. Результирующий выброс радиоактивных веществ будет зависеть также от того, произошел ли отказ защитной оболочки рано или поздно в процессе развития аварии.
Данными, необходимыми для количественного анализа деревьев событий, являются условные вероятности точек разветвления. В явлениях, которые могут произойти, имеется значительная неопределенность, и, следовательно, используемые вероятности зачастую основаны на мнении экспертов [7].
В оценках следует подтверждать, что структура для получения мнений экспертов верна, сформулирована основа для оценок и насколько возможно показана ее правильность. Здесь учитывают выполненные теплогидравлические анализы, анализы для аналогичных станций и соответствующие результаты исследований. В количественных анализах деревьев событий для защитной оболочки учитывают взаимозависимости различных моделируемых явлений.
Одной из важных проблем, подлежащих рассмотрению, является то, как поведет себя защитная оболочка под нагрузкой, возникающей в результате повреждения активной зоны, и как будет происходить отказ [7].
В анализе рассматривают прямое байпасирование защитной оболочки (например, вследствие разрыва трубки парогенератора или истечения теплоносителя за пределами защитной оболочки через связанные системы) и отказ системы изоляции защитной оболочки. Обычно это включается в определение СПС.
Следует выполнять анализ прочности, чтобы определить, как поведет себя защитная оболочка под воздействием давления и температуры, возникающих при паровых взрывах, выделении неконденсируемых газов или горения водорода. Это основывается на реальном проекте защитной оболочки, принимая во внимание двери, проходки, уплотнения и прочие возможные слабые места. Следует выявлять возможные механизмы отказа защитной оболочки и оценивать их условную вероятность в зависимости от давления и температуры. Эта информация затем может быть использована при определении условных вероятностей для количественного анализа деревьев событий [7].
Следует также выполнять анализ того, как может отказать основание защитной оболочки в результате взаимодействия расплава активной зоны с бетоном, которое может произойти после разрушения корпуса реактора. Следует делать оценки условной вероятности отказа основания в зависимости от уровня остаточных тепловыделений и наличия охлаждения расплавленных материалов. Особое внимание следует проявлять, если над основанием защитной оболочки имеются дополнительные помещения, так что проникновение через основание может привести к радиоактивному выбросу через не имеющие фильтров пути.
Обычно имеется большое
В определение категорий выброса включаются такие факторы как количество каждого изотопа, время, продолжительность, место выброса, количество энергии и распределение частиц по размерам.
Для каждой из выделенных категорий выброса определяют источник радиоактивности. Здесь следует учитывать факторы, влияющие на источник радиоактивности, включая летучесть радионуклидов, выход из топлива, удержание продуктов деления в контуре теплоносителя реактора и удержание продуктов деления в защитной оболочке.
Частоту каждой категории выброса определяют, суммируя частоты каждой из отнесенных к ней конечных точек на дереве событий. Если в объем ВАБ входят выбросы ото всех источников радиоактивных веществ на площадке, то выбросы от источников вне активной зоны учитывают на этом этапе. Здесь может потребоваться определение дополнительных категорий выброса, которые обычно оказывают меньшее внешнее воздействие, но имеют более высокую частоту, чем связанные с поврежденной активной зоной [7].
Результаты ВАБ уровня 2 обычно представляются в форме таблицы категорий источника радиоактивности или категорий выброса вместе с их частотами реализации. Категории источника радиоактивности и категории выброса определены в зависимости от состава радионуклидов (собранных в группы продуктов деления в соответствии с общими химическими и физическими характеристиками) и характеристик выброса (время возникновения после начала аварии, продолжительность, высота и количество энергии). Из этой информации может быть получена частота большого выброса или большого раннего выброса для сравнения с вероятностным критерием (если он определен). «Большой» определяется как больший, чем определенное количество радиоактивных веществ, часто определяемое как доля радиоактивного содержимого активной зоны.
Как и другие части ВАБ, результаты анализа уровня 2 используются для определения основных вкладчиков в риск и изменений, которые могут быть внесены в проект или эксплуатацию станции для снижения риска. Здесь следует принимать во внимание значительные феноменологические неопределенности, присущие ВАБ уровня 2. Эти меры могут включать системы для удержания под контролем водорода (которые имеют производительность, соответствующую скорости выхода водорода после повреждения активной зоны), системы вентилируемого через фильтры выброса среды из защитной оболочки для предотвращения ее переопрессовки в долгосрочный период времени или специальные системы для охлаждения расплава активной зоны. Указанные меры следует внедрять в проект, если это разумно достижимо, принимая во внимание затраты и выгоду [7].
В ходе аварии могут быть предприняты действия операторов для предотвращения дальнейшего развития аварии или ослабления ее последствий. Примерами таких мер по управлению авариями, часто включаемых в анализ, являются открытие сбросных клапанов для снижения давления в первом контуре и избегания выброса расплава из корпуса реактора под высоким давлением, а также добавление воды в защитную оболочку после выхода расплава активной зоны из первого контура для создания охлаждающей среды.
ВАБ уровня 2 используют, чтобы определить, какие меры по управлению авариями возможны для ослабления последствий расплавления активной зоны. В эти меры следует включать действия, которые можно предпринять, чтобы поддержать функцию защитной оболочки или ограничить возможные выбросы радиоактивных веществ. Меры по управлению авариями включают в аварийные инструкции для станции. Следует, чтобы они были совместимыми с оборудованием, измерениями и средствами диагностики, которые целесообразно использовать операторам в таких ситуациях [7].
В анализе внешних последствий моделируются выбросы радионуклидов с атомной электростанции, их перенос в окружающей среде и их последствия для здоровья населения и экономики. В результате анализа следует (а) дать оценку индивидуальному риску смерти для населения, проживающего вблизи площадки, (b) рассмотреть различные внешние последствия, включая ранние и поздние последствия для здоровья населения и (с) учесть другие, экономические последствия.
Для площадки определяют данные по метеорологии. Их следует основывать на данных, собранных вблизи площадки в течение многих лет, и включать в них, как правило, направление и скорость ветра, категорию устойчивости, глубину дождевого и перемешивающего слоя [7].
Также следует определить данные по населению, сельскому хозяйству и экономике. Эти данные обычно будут основаны на общенациональной информации, дополненной местными наблюдениями вблизи площадки. Необходимые данные будут зависеть от выбора последствия для здоровья и экономических факторов, подлежащих включению в анализ.
Противоаварийное планирование и готовность относятся к деятельности, которая может осуществляться на и вне площадки атомной электростанции для защиты работников и населения от воздействия выброса радиоактивных веществ со станции. Поэтому исследуют стратегию контрмер, используя ВАБ уровня 3, если таковой имеется. В этот анализ включают рассмотрение пользы от краткосрочных мер, таких как укрытие, эвакуация и принятие таблеток йодистого калия; и необходимости длительных контрмер, таких как пищевые ограничения, переселение и дезактивация территории. В этом анализе следует также рассмотреть способ инициирования контрмер – автоматически в зависимости от состояния станции, либо на основе дозы [7].
Результаты ВАБ уровня 3 используют как исходные данные для разработки противоаварийного плана и для оценки относительной эффективности аспектов планируемого противоаварийного реагирования.
Результаты ВАБ изучают, чтобы определить последовательности отказов, дающие наибольший вклад в риск. В некоторых случаях вкладчик может быть определен в ВАБ как доминантный, но дальнейшее изучение может навести на мысль о том, что его доминантность есть следствие излишне консервативных допущений в данной части ВАБ, а не соответствующее оригиналу отражение конструкции реактора. В таком случае следует пересматривать эти части анализа для получения лучшей оценки риска [7].