Методика многокритериальной оптимизации безопасности, надежности и стоимости реакторных установок тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.08.05, кандидат технических наук Федотов, Павел Анатольевич

• Федотов, Павел Анатольевич
• кандидат технических наук
• 2012

Оглавление диссертации кандидат технических наук Федотов, Павел Анатольевич

1 Анализ требований нормативной документации к обеспечению ЯРБ отечественных и зарубежных РУ.

1.1 Анализ требований МАГАТЭ к ядерной и радиационной безопасности.

1.2 Тенденции развития ядерных реакторных установок АЭС.

1.3 Тенденции развития отечественных судовых реакторных установок.

1.4 Тенденции развития зарубежных корабельных реакторных установок.

1.5 Тенденции развития требований МАГАТЭ к ядерным энергетическим установкам.

1.6 Анализ требований к радиационной безопасности.

1.7 Анализ требований нормативной документации безопасности, надежности и стоимости.

2 Синтез альтернативных вариантов судовых реакторных установок.

2.1 Сравнительный анализ судовых реакторных установок, основные характеристики, оценка свойств.

2.2 Анализ безопасности судовых реакторных установок.

2.3 Сравнительный анализ показателей надежности РУ КЛТ-40 и РИТМ-200.

2.4 Синтез предлагаемых для рассмотрения синтеза судовых РУ.

3 Методика оптимизации показателей безопасности, надежности и экономичности.

3.1 Методика, основанная на оптимизации безопасности установки.

3.2 Методика, основанная на сравнительном анализе РУ.

4 Анализ влияния систем защиты на обеспечение ядерной безопасности реакторной установки.

4.1 Анализ аварии при «малой» течи теплоносителя на неотключаемом участке 1 контура при полном обесточивании.

4.2 Анализ аварии с разрушением стойки ЦКГ крышки реактора.

4.3 Анализ аварии с разгерметизацией трубопровода подключения КД к ПГБ.

4.4 Анализ разгерметизации трубопровода возврата теплоносителя 1 контура от системы расхолаживания через теплообменник фильтров на отключаемом участке.

4.5 Анализ разгерметизации трубопровода отбора теплоносителя

1 контура для очистки и расхолаживания.

4.6 Анализ разгерметизации трубки холодильника ЦНПК.

4.7 Анализ разгерметизации трубопровода возврата теплоносителя

1 контура от системы расхолаживания.

4.8 Анализ разгерметизация трубки теплообменника 1-3 контуров БОиР.,

4.9 Анализ разгерметизации полным сечением трубопровода ЭМбО подключения КД к ПГБ.

4.10 Анализ разгерметизации трубопровода возврата теплоносителя

1 контура от системы расхолаживания на отключаемом участке.

4.11 Анализ разгерметизации полным сечением трубопровода отбора теплоносителя 1 контура на очистку и расхолаживание.

4.12 Анализ разгерметизации полным сечением трубопровода возврата теплоносителя 1 контура из системы очистки и расхолаживания на неотключаемом участке трубопровода 1 контура.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методика многокритериальной оптимизации безопасности, надежности и стоимости реакторных установок»

Одним из важнейших показателей качества ядерной реакторной установки (далее - реакторной установки (РУ)) является безопасность (ядерная, радиационная). Ядерная безопасность - это совокупность свойств ядерной реакторной установки, состояний технических средств и организационных мер, исключающих с определенной вероятностью ядерную аварию. Последствия ядерных аварий связаны с выходом из строя активной зоны, реакторной установки и объекта использования ядерной энергии на время замены активной зоны и/или реакторной установки (реакторного помещения), радиационным воздействием на обслуживающий персонал, население и окружающую среду. Радиационная безопасность - совокупность конструктивных, схемно-компоновочных решений и организационных мер, ограничивающая при нормальной эксплуатации и авариях ЯЭУ радиационное воздействие на обслуживающий персонал и технические средства судна, сопрягаемые объекты и на окружающую среду в установленных пределах. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности ЯЭУ представляет собой многоэтапную, многоуровневую замкнутую систему создания, строительства и эксплуатации ЯЭУ, основной целью которой является обеспечение их безопасности при монтаже, испытаниях и эксплуатации.

Ядерная и радиационная безопасность должны обеспечиваться на всех стадиях жизненного цикла, включая проектирование (обоснование безопасности), изготовление и монтаж, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию (включая ремонт и перезарядку реакторов), снятие с эксплуатации. При проектировании закладываются технические решения, направленные на обеспечение ядерной и радиационной безопасности, определяются требования к изготовлению РУ, определяются условия и пределы нормальной и безопасной эксплуатации.

Существуют два основных направления обеспечения безопасности реакторных установок [1]:

Первое направление предусматривает технические решения, направленные на создание безопасного потенциального источника ядерных аварий, которым является реактор с активной зоной и теплоносителем первого контура. Если не рассматривать нетрадиционные конструкции, то безопасность источника реализуется за счет использования принципа «самозащищенности» (отрицательные эффекты реактивности реактора (температурный, паровой, мощностной), высокая теплоаккумулирующая способность, естественная циркуляция теплоносителя 1 контура, достаточная для расхолаживания реактора, минимальная протяженность трубопроводов 1 контура, выполнение для них концепции «течь перед разрушением», запас прочности оборудования 1 контура), который также называют «естественной безопасностью» или принципом внутренне присущей безопасности.

Второе направление - это обеспечение глубокоэшелонированной защиты путем создания барьеров на пути потенциально-возможного распространения радиоактивных излучений и веществ, а также организация последовательных уровней защиты этих барьеров от внутренних и внешних воздействий. Глубокоэшелонированная защита предусматривает использование в составе РУ комплекса систем защиты от аварий, называемых системами безопасности (СБ). Это могут быть системы защиты от воздействия внутренних факторов (отказы, неправильные действия обслуживающего персонала) и внешних факторов (техногенные и природные катастрофы).

Практически обеспечение безопасности реализуется за счет комплексного использования обоих указанных направлений.

Вместе с тем, как показывает опыт проектирования, предпочтение отдается развитию и совершенствованию систем безопасности, а в составе РУ - защитных систем безопасности.

Каждое новое поколение РУ, как правило, характеризуется появлением новых систем безопасности. Этот процесс особенно интенсифицировался после крупных аварий атомных электростанций в США, СССР и будет развиваться в связи с природной катастрофой в Японии.

В настоящее время большее внимание уделяется защите от внутренних факторов, что проявилось в увеличении числа систем безопасности, как в составе РУ, так и в составе объекта использования РУ (атомные суда, атомные электростанции и др. объекты).

Между тем, увеличение числа систем защиты привело к возрастанию капитальных затрат на создание ядерных энергетических установок объекта до такой степени, что строительство атомных электростанций в ряде стран приостановилось, а в некоторых странах было полностью свернуто. По оценкам различных специалистов затраты на обеспечение безопасности АЭС стали составлять до 40 % от общей стоимости. В настоящее время капитальные затраты на АЭС отнесенные к мощности ядерной реакторной установки в кВт колеблются в диапазоне от 2000 до 5000 дол. США [1].

Кроме того, применение большого количества систем защиты, в ряде случаев включающихся в работу только при аварии, приводит к снижению надежности и безопасности в связи с возможностью отказа собственно систем защиты при нормальной работе реакторной установки.

При этом, экономические потери в связи с отказом системы защиты могут быть достаточно велики, поскольку они определяются не только затратами на устранение последствий отказа, но и простоем объекта использования РУ (например, судна, плавучей атомной электростанции).

При совершенствовании РУ и создании новых РУ решают следующие проблемы:

- надежность оборудования за счет улучшения конструкции и применения новых материалов;

- безопасность реакторных установок за счет увеличения количества систем защиты, а также использования принципов резервирования, разнообразия, разделения и независимости.

В этом случае задача оптимизации может быть сформулирована следующим образом, а именно, определение уровня надежности и безопасности при минимизации затрат в течение жизненного цикла установки и ограничениях, накладываемых на показатели надежности и безопасности (надежность и безопасность не должны быть ниже определенного уровня).

Таким образом, необходимо найти решение задачи многокритериальной или векторной оптимизации, поскольку должна осуществляться оптимизация совокупности следующих свойств РУ: безопасности, надежности и экономичности.

На практике указанную задачу можно свести к задаче скалярной оптимизации, где целевой функцией является экономичность, а критерии безопасности и надежности принимаются в качестве ограничений.

В последнее время стало актуальным обращать внимание на необходимость снижения затрат при модернизации и создании новых ядерных энергетических установок.

Появились требования к реализации концепции социально приемлемого риска, имеющей целью минимизацию ядерного и радиационного рисков (как компонентов совокупного техногенного риска). Однако в этих требованиях не находит отражения оптимизация затрат на обеспечение безопасности.

Становится очевидным, что повышение безопасности обеспечивается за счет повышения надежности реакторной установки, а увеличение числа систем защиты (защитных систем безопасности) снижает надежность реакторной установки и повышает стоимость ее изготовления.

В связи с этим представляется целесообразным выполнить оптимизацию безопасности с учетом ее связи с надежностью и экономичностью.

В настоящее время интенсивно ведется работа по созданию нового поколения АЭС, а также транспортных реакторных установок в составе плавучей атомной электростанции и атомного ледокола нового поколения. Одной из основных задач заявленных при создании ядерных энергетических установок этих объектов является обеспечение высоких показателей безопасности, надежности и экономичности.

В то же время, несмотря на то, что принципы проектирования транспортных реакторных установок сформулированы и начато строительство головной плавучей АЭС нового поколения, а также развернуты проектные работы по реакторной установке ледокола, дискуссия о конкретных путях реализации поставленных задач, позволяющих обеспечить оптимальные показатели надежности, безопасности и экономичности реакторных установок продолжаются. Во многом это объясняется тем, что получил распространение и используется подход к решению указанных задач, основанный на опыте проектирования и эксплуатации без привлечения математического аппарата.

Таким образом, разработка принципов оптимизации безопасности, надежности и экономичности реакторных установок является актуальной.

Результаты оптимизации безопасности судовых реакторных установок позволят разработать рекомендации по обеспечению надежности и безопасности РУ на требуемом уровне и снижению затрат на их создание и эксплуатацию.

Целью работы является разработка методики многокритериальной оптимизации безопасности, надежности и стоимости транспортных реакторных установок.

Для достижения этой цели потребуется решить следующие задачи:

1 Выполнить анализ обеспечения ядерной и радиационной безопасности отечественных и зарубежных реакторных установок и действующей нормативной документации, касающейся безопасности РУ.

2 Выполнить синтез альтернативных вариантов транспортных реакторных установок, произвести качественный сравнительный анализ их основных характеристик (безопасность, надежность, стоимость).

3 Разработать методику оптимизации ядерной безопасности транспортных реакторных установок.

4 Выполнить аналитические оценки влияния систем защиты на обеспечение безопасности ядерных установок.

Научная новизна диссертации заключается в разработке методики оптимизации безопасности, надежности и стоимости транспортных РУ.

Обоснованность полученных научных результатов подтверждена использованием классического математического аппарата, а также сопоставлением полученных данных с данными опыта проектирования и эксплуатации.

Практическая ценность работы заключается в использовании подходов, которые намечено разработать в диссертации, при проектировании перспективных и эксплуатирующихся судовых реакторных установок. Научно обоснованная оптимизация безопасности, надежности и экономичности судовых РУ должна привести к снижению радиационных рисков и снижению затрат при создании транспортных РУ.

Оценка ожидаемой эффективности и результативности реализации работы будет определяться предотвращенным экономическим ущербом за счет снижения вероятности аварий и аварийных ситуаций, экономией расходов на создание транспортных реакторных установок.

Предварительные результаты работы обсуждались со специалистами организации-проектанта транспортных реакторных установок и получили поддержку.

Основные результаты диссертации могут быть использованы специалистами организаций-проектантов реакторных установок, организаций проектантов объектов использования транспортных РУ, а также студентами высших учебных заведений машиностроительного профилей и курсантами морских училищ.

Заключение диссертации по теме «Судовые энергетические установки и их элементы (главные и вспомогательные)», Федотов, Павел Анатольевич

Заключение

В процессе выполнения работы получены следующие основные результаты:

1. Предложен подход к оптимизации основных показателей надежности, безопасности и стоимости, основанный на методах многокритериальной оптимизации.

2. Рассмотрены требования к безопасности, надежности и экономичности судовых реакторных установок, регламентированные в существующих документах.

3. Проанализированы тенденции развития ядерных реакторных установок атомных электростанций. Технические решения, принимаемые для обеспечении безопасности и надежности РУ атомных станций, принципиально не отличаются от рекомендуемых для судовых ядерных реакторных установок. Для РУ и ЯЭУ различного назначения требования к экономическим показателям не регламентированы.

4. Рассмотрены тенденции развития отечественных судовых ядерных реакторных установок. Технические решения, реализованные при создании российских судовых ядерных реакторных установок, принципиально отличаются от решений, принятым при создания стационарных РУ. Отличия в основном касаются элементов активных зон, некоторых принципов компоновки, типа парогенератора и компенсатора объема. За период существования судовой энергетики сменилось 3 поколения и в настоящее время создается четвертое. Каждое поколение характеризуется повышением надежности и безопасности, в частности за счет введения новых систем защиты. Представляется, что 4 поколение РУ характеризуется избыточностью числа систем защиты. Тем более, что при создании 4 поколения РУ внедрены принципы концепции "течь перед разрушением", а также предусматривается развитая система диагностики основного оборудования.

5. Характер развития требований МАГАТЭ к ядерным реакторным установкам связан с переходом к использованию количественных показателей безопасности.

Это касается установления связи уровней защиты в глубину с количественными целями безопасности, развития вероятностного анализа безопасности, применение на ранней стадии проектирования методов системной оценки риска и принимаемых решений, развитие интерактивного процесса проектирования.

Подход к обеспечению безопасности основывается на таких принципах, как:

- вероятности состояний, которые могут привести к значительным, но еще допустимым дозам облучения, должны быть очень малы.

- определить уровень частоты событий, ниже которого не выдвигаются требования о дополнительных технических мерах безопасности вследствие чрезвычайно низкой вероятности событий в частности маловероятных тяжелых аварий с потенциально значительными последствиями для населения, поскольку в связи с самозащищённостью, вероятность таких аварий очень мала.

6. Выполнен анализ требований норм радиационной безопасности. Отмечается необходимость учета экономических аспектов при рассмотрении радиационной безопасности.

7. Предложены методы оптимизации ядерной и радиационной безопасности на основе минимизации затрат (ущерба) при ограничениях по надежности, а также на основании многокритериального подхода.

8. Выполнено рассмотрение основных характеристик, влияющих на безопасность, судовых РУ КЛТ-40 и РИТМ-200.

9. На базе РУ КЛТ-40 и РИТМ-200 синтезированы реакторные установки с использованием тенденций развития ядерной энергетики для оценки влияния на безопасность уровня надежности и вида систем безопасности.

10. Выполненная оптимизация безопасности, определяемая внутренними факторами, по условиям минимизации затрат показала, что предпочтительнее являются реакторные установки типа КЛТ-40, которые обеспечивают достаточный уровень безопасности при меньших по сравнению с установками типа РИТМ-200 затратах.

11. При использовании комплексного критерия качества предпочтительными являются установки типа РИТМ-200. Однако уровень безопасности этих установок представляется избыточным.

12. Проанализировано влияние систем защиты на безопасность реакторных установок. Анализ показал, что ряд систем защиты корабельных ядерных реакторных установок являются избыточными и требует более глубокого обоснования их необходимости.

13. При корректировке нормативных документов целесообразно предусмотреть выполнение анализа безопасности с учетом экономических характеристик. Это позволит с научных позиций подходить к выбору систем обеспечения безопасности.

14. К нормированию критериев безопасности судовых РУ необходимо подходить с учетом экономических факторов.

15. Целесообразно проектантам РУ разработать более глубокое обоснование необходимости использования в качестве систем защиты РЭДов и ГУПов, а также системы рециркуляции.

16. При обеспечении безопасности перспективных РУ должен быть использован принцип совмещения функций систем безопасности с функциями систем, работающих при нормальной эксплуатации. Это позволит повысить надежность систем защиты, снизив их вероятность несрабатывания в случае возникновения аварии.

Перечень условных обозначений и сокращений

АЗ - аварийная защита

АПН - аварийный питательный насос

АС - атомная станция

АЦН - аварийный циркуляционный насос

АЭС - атомная электростанция

БОиР - блок очистки и расхолаживания

ВВЭР - водоводяные энергетические ядерные реакторы

ВПТ - вероятность повреждения топлива

ГА - гидроаккумулятор

ГВД - газ высокого давления

ГРЩ - главный распределительный щит

ГУП - пневмораспределитель гидроуправляемый

ЕЦ - естественная циркуляция

ЗО - защитная оболочка (ограждение)

ИС - исходные события

ИМ - исполнительный механизм

КГ - компенсирующие группы

КД - компенсатор давления

КПС - конденсатно-питательная система

КЯЭУ - корабельная ядерная энергетическая установка

МАГАТЭ - международное агентство по атомной энергии

НД - нормативная документация

НИОКР - научно-исследовательская опытно-конструкторская работа

НРБ - нормы радиационной безопасности

НКВ - нижний концевой выключатель

ОИАЭ - объекты использования атомной энергии

ОСПОРБ - основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности

ПАР - пульт аварийного расхолаживания

ПАЭС - плавучие атомные электростанции

ПГ - парогенератор

ПГБ - парогенерирующий блок

ПКГ - периферийная компенсирующая группа

ПКС - подкритическое состояние

ПЛА - атомная подводная лодка

ППН - пусковой питательный насос

Ш1У - паропроизводящая установка

ПС - предупредительная сигнализация

ПТУ - паротурбинная установка

РУ - реакторная установка

РО - рабочие органы компенсирующих групп

РПН - резервный питательный насос

РЭД - размыкатель электропитания по давлению

СВБ - система важная для безобасности

ССАД - система снижения аварийного давления

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны

САР — система аварийного расхолаживания

СБ - системы безоасности

СКГ - средняя компенсирующая группа

СОЗО - система орошения защитной оболочки

СУЗ - систему управления и защиты реактора спот - система пассивного отвода тепла

СР - система рециркуляции твэл - тепловыделяющий элемент

ТО - теплообменник

ТПР - течь перед разрушением

РУ - реакторная установка

ЦЗПВ - цистерна запаса питательной воды

ЦКГ - центральная компенсирующая группа

ЦНПК - циркуляционный насос первого контура

ЦНР - циркуляционный насос расхолаживания

ЦПУ - центральный пульт управления

ЭКН - электроконденсатный насос

ЭМР - электромеханический распределитель

ЭМСАОР - электромеханическая система аварийной остановки реактора

ЭСМ - экстренное снижение мощности

ЯР - ядерный реактор

ЯРБ - ядерная и радиационная безопасность

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Федотов, Павел Анатольевич, 2012 год

1. Маргулис УЯ. Атомная энергия и радиационная безопасность. -М.Энергоатомиздат, 1988. 224 с.

2. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. Использование вероятностного анализа при обосновании безопасности АЭС-2006, проектируемой для площадки Нововоронежской АЭС. Атомная энергия, том 106, вып.З, март 2009. С. 123 129.

3. Rasmussen N.G. Reactor Safety Study, Nuclear Power Plant, 1975. 201 c.

4. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-97. М. Энергоатомиздат. 1998. - 39 с.

5. Петросянц A.M. Ядерная энергетика. Издательство "Наука". Москва, 1981.-272 с.

6. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. -М. Атомиздат, 1977. 216 с.

7. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов корабельных ядерных энергетических установок П-КЯЭУ. Москва, 2008. - 42 с.

8. Правила устройства безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89). Москва. Энергоатомиздат. 1990. - 104 с.

9. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПНАЭ Г-1-024-90). Москва, 1991. - 46 с.

10. Правила ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов (НП-029-01), 2001 26 с.

11. Батырев А.Н. Ядерные энергетические установки, зарубежные страны- СПб, Судостроение, 1994. 328 с.

12. Петров С.А. Состояние и перспективы развития корабельных ЯЭУ иностранных флотов. Издательство "Судостроение", 2009. - 72 с.

13. Исаев А.Н. Потенциальная эволюция требований МАГАТЭ по безопасности для инновационных энергетических реакторов. Атомная техника за рубежом, №2, 2008. С. 11-17.

14. Общие положения обеспечения ядерной и радиационной безопасности корабельных ядерных энергетических установок (ОПБ-К-98/05). Москва, 2005,- 36 с.

15. Правила ядерной безопасности корабельных ядерных энергетических установок (ПБЯ-В.08-88/05). Москва, 2005. - 80 с.

16. Культура безопасности. Серия изданий по безопасности. МАГАТЭ, Вена, 1991. -51 с.

17. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).Санитарные правила и нормы СанПиН 2.6.1.2523-09 М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 2009. - 96 с.

18. Годовой научно-технический отчет, Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Афри-кантов», 2011.

19. Характеристики средств аварийной проливки (САОЗ) и систем аварийного расхолаживания судовых ядерных установок. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов» ЦПКУ.213.058Д62010.

20. Технический проект КЛТ-40. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2001.

21. Технический проект КЛТ-40М. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2002.

22. Технический проект РУ РИТМ-200. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2009.

23. Программа «Развитие гражданской морской техники» на 2009-2011 годы. Москва, 2008. - 243 с.

24. ТОБ РИТМ-2000. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2009.

25. ТОБ КЛТ-40. Н. Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2001.

26. Анализ надежности РУ РИТМ-200. Н.Новгород, ОАО «ОКБМ «Африкантов», 2009.

27. Ковалевич О.М. Современные задачи вероятностного анализа безопасности объектов использования атомной энергии. Атомная энергия, том 104, вып.2, февраль 2008. - 128 с.

28. Гуткин JI.C. Современная радиоэлектроника и её проблемы. М: Советское радио, 1980. - 191 с.

29. Азгольдов Г.Г. Теория и практика оценки качества товаров (основы квалиметрии) М. Экономика, 1982. - 256 с.

30. Бор С.М. Методы оценки качества ядерных реакторных установок. СПбГПУ, 2004г. 80 с.

31. Шор Я.Б. Статистические методы анализа и контроля качества и надежности. М: Советское радио, 1962. - 552 с.

32. Фишберн П.Т. Теория полезности для принятия решений. М: Наука 1978.-352 с.

33. Затолокин В.М. Методы анализа качества продукции. М, Финансы и статистика, 1985. - 216 с.

34. Фомин В.Н. Квалиметрия. Управление качеством. Сертификация: учебное пособие для вузов. М: Ось - 89, 2008. - 384 с.

35. Бор С.М., Волков A.C. Методы оптимизации характеристик ядерных реакторных установок. Санкт-Петербург, 2010. - 204 с.

36. ГОСТ 23554-79. Экспертные методы оценки качества продукции.

37. РД 50-149-179. Методические указания по оценке качества продукции.- М, Издательство стандартов, 1979.

38. Горлинский В.А., Кутьков В.А. и др. Обеспечение радиационной безопасности человека и природной среды на всех этапах жизненного цикла ПАЭС.- Атомная энергия, том 107, №2, август 2009. С. 95-103.

39. Азальдов Г.Г, Райхман Э.П. Экспертные методы в оценке качества товаров. М. Экономика, 1974. - 151 с.