Разработка проблемно-ориентированных подходов к обеспечению безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР

• Автор: Безлепкин, Владимир Викторович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2003
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 381 с. : ил

Содержание
Введение
1. Развитие международных требований по безопасности АЭС и эволюция основных показателей безопасности АЭС с ВВЭР состояние вопроса

1.1 Формирование принципов обеспечения безопасности и

требований по безопасности АЭС.

1.2 Показатели безопасности АЭС с ВВЭР

1.3 Безопасность АЭС с легководными реакторами

1.4 Выводы по главе 1.

2. Современные методы и проблемы обоснования безопасности в АЭС.

2.1 Методологические вопросы обоснования безопасности.

2.2 Разработка компьютерных программ для анализов безопасности

2.3 Исследования в обоснование пассивных систем безопасности
2.4 Исследования тяжелых аварий и обоснование технических средств управления тяжелыми авариями.
2.5 Выводы по главе
3. Применение пассивных систем для повышения безопасности АЭС
средней мощности с ВВЭР0 и результаты их обоснований
3.1 Концепция безопасности АЭС с ВВЭР0 с пассивными
системами безопасности
3.2 Программа исследований в обоснование пассивных систем
безопасности
3.3. Расчетноэкспериментальные исследования процессов в системе пассивного отвода тепла от защитной оболочки
3.4. Расчетноэкспериментальные исследования систем пассивного
отвода тепла от парогенераторов.
3.5 Естественная циркуляция теплоносителя первого контура важнейший фактор обеспечения безопасности.
3.6 Расчетный анализ в обоснование удержания расплава в корпусе
реактора при запроектньтх авариях.
3.7 Выводы по главе
4. Повышение безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР большой мощности
4.1 Сравнительный анализ проблем решения задач безопасности в
зависимости от уровня мощности
4.2 Основные положения концепции обеспечения безопасности
АЭС с ВВЭР
4.3 Программа исследований в обоснование концепции
защиты контейнмента ЛЭС
4.4 Расчетный анализ удержания расплава кориума в устройстве локализации при тяжелых авариях
4.5 Влияние динамики источников излучения при тяжелых авариях
на параметры среды в контейнменте
4.6 Обеспечение водородной взрывобсзопасности.
4.7 Выводы и рекомендации по главе
5. Заключение.
6. Список использованных источников.
Введение
В стратегии развития топливноэнергетического комплекса России в первой половине XXI века атомная энергетика занимает одно из наиболее важных мест. В период годов Правительством России принят одобрен ряд директивных документов, определяющих роль атомной энергетики. Среди наиболее значимых для атомной энергетики необходимо отметить следующие документы
Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.
Энергетическая стратегия России на период до года.
Федеральная целевая программа Энергоэффективная экономика.
Инвестиционная программа электроэнергетики России на год, включающая инвестиционную программу развития атомной энергетики.
В соответствии с указанными директивными документами целевыми задачами атомной энергетики являются повышение эффективности производства при обеспечении современного уровня безопасности.
Инвестиционная программа предусматривает три основные направления развития ЛЭС
1. Модернизации и продления сроков эксплуатации энергоблоков первого поколения.
2. Достройка энергоблоков высокой степени готовности.
3. Строительство ЛЭС на подготовленных площадках и новых ЛЭС.
По первому и второму направлениям приоритетам планируется в период до года увеличение мощностей атомной энергетики на 9 ГВт при росте ежегодной выработки электроэнергии с 5 до 0 млрд. кВтчас 2. Третий приоритет новые энергоблоки в основном с реакторами типа ВВЭР, ввод которых начнется к году, должны обладать повышенным уровнем безопасности и экономичности. До года предполагается ежегодный ввод до 2ГВт мощностей атомной энергетики с увеличением выработки до 0 млрд. кВтчас 2.
В анализ программных документов развития атомной энергетики показывает, что ближайший период необходимо решить задачу выбора и обоснования конфигурации новых проектов АЭС с ВВЭР, прежде всего, определения технических решений и мер, повышающих безопасность новых проектов.
Российскими надзорными органами разработан свод нормативных документов, регламентирующих вопросы обеспечения безопасности ЛЭС на современном уровне понимания данной проблемы. Требования российских нормативов в целом соответствуют рекомендациям МАГАТЭ и требованиям по безопасности стран Европы и США, а в ряде случаев являются более жесткими. Нормативные документы устанавливают основные критерии, принципы и правила, которые необходимо учитывать при разработке технических средств обеспечения безопасности АЭС.
Выбор конкретных путей обеспечения безопасности АЭС осуществляется разработчиком.
Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности нового поколения с повышенными характеристиками по безопасности. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами самозащищснности от реактивностиых аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС. К проектам нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР0, ВПБР0. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР относятся проекты АЭС и ЛЭС.
При разработке этих проектов рассматривался широкий спектр проблем обеспечения безопасности, включая вопросы хранения и транспортировки топлива, обращения с жидкими радиоактивными отходами и т. д. Однако центральной проблемой являлось обеспечение выполнение основных критериев по суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса.
В настоящий период по российским проектам за рубежом строится 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР в Китае, Иране и Индии. В основу технических решений по обеспечению безопасности двух энергоблоков АЭС в Китае положена концепция ЛЭС. Два энергоблока АЭС в Индии создаются на базе концепции АЭС. Опыт лицензирования этих проектов в надзорных органах Китая и Индии, результаты экспертизы МАГАТЭ имеют большое значение для выбора рациональных решений по обеспечению безопасности будущих АЭС с ВВЭР.
В данной работе представлены результаты исследований, выполненных в СанктПетербургском научноисследовательском и проектноконструкторском институте Лтомэнергопроект СПбЛЭП в рамках разработки проектов нового поколения АЭС с ВВЭР0 и АЭС с ВВЭР. Разработка этих проектов выполнялась в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами, такими как ОКБ Гидропресс г. Подольск, РНЦ Курчатовский институт г. Москва, НИТИ г. Сосновый Бор, ГНЦ ФЭИ г.Обнинск, ИБРАЭ г. Москва.
Актуальность


ВЛБ 1 уровня для внутренних ИСЛ энергоблока 1 ЮУАЭС результат международного сотрудничества. Работы выполнялись в сотрудничестве Министерства Энергетики США и НАЭК Энергоатом с привлечением организаций технической поддержки. Суммарная частота плавления активной зоны оценена на уровне 1,5Ю4. ПГ. Доминантные аварийные последовательности представлена в таблице . Малая компенсируемая течь с отказом одного канала САОЗ низкого давления в режиме подпитки и одного канала САОЗ низкого давления в режиме расхолаживания 2. Б4 Малая компенсируемая течь с отказом вспомогательных питательных насосов и БРУК, аварийных питательных насосов и БРУА 2. А2 Большая течь первого контура с отказом САОЗ низкого давления 1. Г9 Потеря вакуума конденсатора с отказом подпитки ПГ от аварийных питательных насосов 8. Г Переходные процессы, ведущие к срабатыванию АЗ1 с отказом систем аварийного ввода бора 7. Г Средняя течь из первого контура во второй по ПГ с отказом изоляции аварийного ПГ но питательной воде или главной запорной задвижке. Г1 Потеря секций бкв собственных нужд с отказом систем аварийного ввода бора. Г Средняя течь из первого контура во второй по ПГ с отказом прекращения работы САОЗ высокого давления действия оператора. Г Средняя течь из первого контура во второй по ПГ с отказом перевода реакторной установки в режим расхолаживания действия оператора 4. Г Малая течь из первого контура во второй с отказом перевода реакторной установки в режим расхолаживания действия оператора 3. Итого 1. РУ с помощью 2 контура. О5 на реактор в год. ИС с потерей вынужденной циркуляции по 1 контуру 3,0. Ошибочные действия персонала дают ,3 вклада в вероятность повреждения активной зоны. Отказы по общей причине дают вклада в вероятность повреждения активной зоны. ИС с малой течи из 1 конту ра во 2 к. САОЗ низкого давления в ИС с малой течи из 1 к во 2 к. БРУА на всех паропроводах при отсекаемой течи 2 к. I к. Разработка инструкций симптомно ориентированных аварийных действий персонала. Снижение вероятности ошибок персонала в аварийных условиях. Установка электроприводной арматуры на линии подачи аварийной питательной воды к ПГ. Появляется возможность отсечь подачу аварийной питательной воды в аварийный ПГ в ИС с течыо паропроводов или трубопроводов питательной воды в неотсекаемой от ПГ части. Установка электроприводных запорных задвижек перед БРУА. Возможность локализации паропровода при непосадкс после открытия БРУА. Реализация связи по напорным трубопроводам насосов системы аварийного и планового расхолаживания и спринклсрной системы. Возможность подачи в 1 контур воды насосами спринклерной системы при отказе насосов САОЗ низкого давления. Результаты оценки суммарной величины и ЧГ для отдельных исходных событий для АЭС Кудамкулан приведены в таблице . Малая течь из I контура 2,1 О3 4, . Большая течь I контура 5, О4 9, . Непреднамеренное открытие одного ПК КД 3,6 4, 0. Иалая течь из I контура во II контур 3,6 1, 7. Средняя течь из I контура во II конту р 3, о3 1, 7. Гечь паропровода в отсекаемой части 3,9 3, 1. Гечь паропроводатрубопровода питательной воды в нсотсекаемой части 3, 1,8 7. Гечь трубопровода питательной воды в отсекаемой части 4, 3, 0. Срабатывания аварийной защиты реактора 1,1 1, 0. Потеря нормального отвода тепла через 2ой контур 3, 6,Ю 0. Обесточивание 1 2,4 1. Потеря технической воды 5,3 7,1 О1 0. Непреднамеренное закрытие БЗОК 1, 1,и 0. Нарушение отвода тепла при разгерметизированном реакторе 2,6Ю6 3,9Ю 0. Обесточивание при разгерметизированном реакторе 2,3 3,Ю8 . Среднее значение суммарной частоты повреждения активной зоны при работе блока на мощности равно 3. Границы доверительного интервала нижняя 5 6,Ю7 1год, верхняя 1,5 1год. Результаты количественной оценки вкладов отдельных базовых событий позволяют выделить два подмножества. Первое подмножество наиболее значимых событий включает три исходных события, дающих наибольший вклад в частоту повреждения активной зоны реактора. Суммарный вклад ошибок персонала составляет . Среднее значение суммарной частоты повреждения активной зоны в стояночных режимах равно 3.