Обеспечение безопасности перегрузки ядерного топлива за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.26.02, кандидат технических наук Сыров, Александр Александрович

• Сыров, Александр Александрович
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Сыров, Александр Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

1 Безопасность перегрузки ядерного топлива.

1.1 Технология перегрузки ядерного топлива.

1.2 Машина для перегрузки ядерного топлива.

1.3 Опасные события при перегрузке ядерного топлива

1.4 Обеспечение безопасности перегрузки ядерного топлива.

1.5 Выводы.

2 Защищенность машины перегрузочной.

2.1 Показатель защищенности машины перегрузочной.

2.2 Логико-вероятностные методы анализа безопасности технических систем.

2.3 Теоретические основы анализа защищенности машины перегрузочной.

2.4 Особенности оценка надежности компонентов машины перегрузочной

2.5 Оценка безопасности процесса перегрузки на основе анализа защищенности машины перегрузочной.

2.6 Анализ неопределенности оценки безопасности-процесса перегрузки.

2.7 Выводы.

3 Методика обеспечения безопасности перегрузки ядерного топлива.

3.1 Основные этапы методики обеспечения безопасности.

3.2 Определение инициирующих нарушений,.

3.3 Анализ защищенности машины перегрузочной.

3.4 Разработка рекомендаций по обеспечению безопасности перегрузки ядерного топлива.

3.5 Система мониторинга безопасности перегрузки ядерного топлива.

3.6 Выводы.

4 Использование методики обеспечения безопасности перегрузки ядерного топлива.

4.1 Особенности машины перегрузочной.

4.2 Описание выполнения этапов методики обеспечения безопасности.

4.3 Результаты оценки безопасности перегрузки ядерного топлива.

4.4 Результаты формирования рекомендаций по обеспечению безопасности

4.5 Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обеспечение безопасности перегрузки ядерного топлива за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования»

Актуальность темы: По мере роста установленных мощностей АЭС все более актуальными становятся вопросы дальнейшего повышения их технико-экономических показателей, надежности функционирования, безопасности эксплуатации для населения и окружающей среды. Одним из направлений решения этих задач является сокращение времени планово-предупредительных ремонтов, модернизация действующего оборудования, комплексная автоматизация управления основными технологическими процессами АЭС, оптимизация топливного цикла, как в целом, так и в той части, которую топливо проходит в пределах АЭС. Последнее имеет особо большое значение для водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), у которых замена топлива связана с длительной остановкой и их частичной разборкой. Минимизация длительности перегрузки топлива может привести к сокращению времени простоя реактора. Это становится весьма реальным в связи с проведением мероприятий по снижению времени профилактического ремонта оборудования. При этом следует иметь ввиду, что перегрузка ядерного топлива (ЯТ) является одним из ответственных этапов эксплуатации АЭС в части соблюдения правил ядерной безопасности, так как, во-первых, в процессе перегрузки выполняются операции по изменению геометрии активной зоны и, во-вторых, ликвидируются два барьера безопасности - разгерметизируется первый контур и открывается гермозона. Нарушения при перегрузке могут инициировать возникновение чрезвычайной ситуации (ЧС) на АЭС.

Исходя из этого, в настоящее время ОАО «Концерн Росэнергоатом» проводит модернизацию транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, основной целью- которой является сокращение времени перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности.

Сокращение времени перегрузки ЯТ достигается путем увеличения скоростей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и, как следствие, переходом на автоматизированные режимы работы. При этом существенно возрастают требования к системе управления перегрузочным оборудованием в части обеспечения безопасности, т.к. персонал, в силу своих психофизических особенностей, не всегда способен отслеживать быстрые изменения состояния транспортно-технологического оборудования и своевременно принимать решения о возможности продолжения перегрузки.

Таким образом, для сокращения времени перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности необходимы усовершенствования системы управления перегрузочным оборудованием, направленные на обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

Известно, что безопасность объекта это совокупность условий и факторов, обеспечивающих состояние защищенности объекта от угроз различного характера. Безопасность можно обеспечить путем устранения источника опасности или повышением защищенности от опасности. При этом под защищенностью понимается способность объекта противостоять поражающим (негативным) факторам (воздействиям) используя-средствам способы защиты.

Следовательно, одним из направлений совершенствования перегрузочного оборудования в части обеспечения безопасности перегрузки ЯТ является повышение защищенности транспортно-технологического оборудования от негативных внешних и внутренних факторов.

Однако, в настоящее время отсутствует эффективный научно-методический аппарат, который позволил бы сформировать рекомендации по повышению защищенности транспортно-технологического оборудования.

Таким образом, тема диссертационной работы, посвященная обеспечению безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования, является актуальной, так как реализация полученных результатов позволит сократить время перегрузки ЯТ при условии выполнения требований по безопасности и снизить риски ЧС.

Целью работы является обеспечение безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, что позволяет улучшить экономические показатели перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом.

Научная^ задача работы. На основе теории надежности технических систем разработать научно-методический аппарат повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ.

Объект исследования. Транспортно-технологическое оборудование перегрузки ядерного топлива на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР.

Предмет исследования. Закономерности, раскрывающие зависимость защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ от структуры перегрузочного оборудования, состава защит и блокировок, надежности оборудования и персонала.

Метод исследования. Методы теории систем, теории надежности технических систем, математической статистики.

Научная новизна.

1. Впервые проведена классификация возможных видов повреждения тепловыделяющих сборок (TBC) в процессе перегрузки на АЭС и проведен анализ их возможных последствий.

2. Впервые сформулировано понятие защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ и, разработаны теоретические основы анализа защищенности МИ от внешних и внутренних факторов.

2. На основе теоретических и экспериментальных исследований разработана и апробирована методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования, учитывающая структурное и функциональное многообразие перегрузочного оборудования и особенность перегрузки ЯТ, связанную с изменением в процессе перегрузки причин и условий повреждения ЯТ.

3. Разработана структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности перегрузи ЯТ, целью которой является обеспечение безопасности перегрузки ЯТ путем формирования современной постоянно-действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочного оборудования.

Практическая ценность работы« заключается в том, что полученные результаты могут использоваться как инструмент, позволяющий разрабатывать и обосновывать технические решения по обеспечению безопасности перегрузки ЯТ при проектировании и эксплуатации транспортно-технологического оборудования на АЭС и предприятиях, связанных с переработкой ЯТ.

Реализация результатов работы. Результаты диссертационной работы были использованы при проектировании оборудования перегрузки ЯТ на 4 энергоблоке Калининской АЭС и модернизации перегрузочного оборудования на 5 энергоблоке Нововоронежской АЭС.

Результаты работы были внедрены при выполнении НИР «Научные основы прогнозирования опасностей, снижения риска и уменьшения последствий природных и техногенных катастроф» и при разработке магистерских программ на кафедре «Управление и защита в чрезвычайных ситуациях» Санкт-Петербургского государственного политехнического университета.

По результатам диссертационных исследований был проведен патентный поиск и подана заявка на изобретение «Устройство для мониторинга и способа мониторинга риска для использования с объектом атомной энергетики» (номер заявки 2010139828).

Достоверность полученных результатов обусловлена использованием известного и апробированного математического аппарата и опытом эксплуатации систем на основе предлагаемых решений по обеспечению безопасности.

На защиту выносятся:

1. Методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования.

2. Структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ.

Апробация работы; Материалы диссертационной работы докладывались на I Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009), на 13-ой Всероссийской конференции по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009), II Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XIV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2010), на международной научно-практической конференции «Неделя науки СПбГПУ» (Санкт-Петербург, 2010), на научно-практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XVIII международной научно-практической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011), III Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2011), на XV Всероссийской« конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2011).

Личный вклад- автора. Автор принимал участие в разработке методики анализа безопасности перегрузки ЯТ, выполняемой ЗАО «Диаконт» совместно с кафедрой «Управление и защита в чрезвычайных ситуациях» Санкт-Петербургского государственного политехнического университета. В рамках выполненных работ автором было введено и разработано понятие защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ и разработана методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования.

Публикации по теме диссертации. По результатам выполненных исследований опубликовано 15 печатных работ, четыре из них в изданиях, рекомендованных ВАК.

Структура и объем диссертационной работы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и двух приложений. Работа включает в себя 115 страниц текста, 31 рисунок, 6 таблиц, список литературы из 90 наименований.

Заключение диссертации по теме «Безопасность в чрезвычайных ситуациях (по отраслям наук)», Сыров, Александр Александрович

4.5 Выводы

Проведена апробация разработанной методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ при решении задач создания и проектирования МП, результаты которой свидетельствуют об адекватности разработанных моделей реальным условиям функционирования МП, о существенном технико-экономическом эффекте, полученным при использовании разработанной методики.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основными результатами выполненных диссертационных исследований являются: определены виды повреждения TBC в процессе перегрузки на АЭС и их возможные последствия, которые могут привести к возникновению ЧС; разработаны теоретические основы анализа защищенности МП от внешних и внутренних воздействующих факторов, базирующиеся на математических моделях вероятностного анализа безопасности, учитывающие особенности структуры и режимов эксплуатации МП; разработана методика повышения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности МП, позволяющая сформировать рекомендации по повышению защищенности МП, обеспечивающих требуемый уровень безопасности перегрузки ЯТ; разработана структура и алгоритмы работы системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ, целью которой является^« обеспечения безопасности перегрузки ЯТ и повышение надежности оборудования путем формирования современной постоянно-действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочного оборудования; проведена апробация разработанной методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ при решении задач создания и проектирования МП, результаты которой свидетельствуют об адекватности разработанных моделей реальным условиям функционирования МП, о существенном технико-экономическом эффекте, полученным при использовании разработанной методики.

Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны, теоретической и практической значимости. Апробация полученного научно-методического аппарата обеспечения* безопасности перегрузки ЯТ показала, что цель диссертационного исследования, состоящая в обеспечении безопасности перегрузки ЯТ, за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки топлива достигнута.

Основным направлениями дальнейших исследований следует считать разработку научно-методического аппарата обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации за счет контроля действий обслуживающего персонала, состояния оборудования и конструкций МП.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Сыров, Александр Александрович, 2011 год

1. Острейковский В^А. Эксплуатация атомных станций. Учеб. для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1999. - 928 с.

2. Шиянов А.И., Герасимов М.И., Муравьев И.В. Системы управления перегрузочных манипуляторов АЭС с ВВЭР. М.:Энергоатомиздат, 1987.-176 с.

3. Сыров, А. А. Вероятностный анализ безопасности транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А.Фокин // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98-102.

4. Сыров, А. А. Оценка уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.Av Фокин// Информация и космос. 2009. №4. С. 94-100;

5. Сыров, A.A. Обеспечение защищенности и минимизация затрат при перегрузке ядерного топлива на АЭС с реакторами типа ВВЭР / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк, Г.Л. Атоян // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2011. №1. С. 237-241

6. Сыров, A.A. Критерии оценки неблагоприятных последствий радиационных аварий / A.B. Храмов, A.A. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2010; №2. С. 237-241

7. Сыров, A.A. Метод анализа безопасности технологических процессов /

8. A.А.Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XXXVIII международной научно-практической конференции «Неделя науки СПбГПУ»: материалы докладов (Санкт-Петербург, 2010 г.). С. 49

9. Сыров, A.A. Анализ надежности персонала транспортного -технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / А.А.Сыров,

10. B.И. Гуменюк // материалы научно-практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010 г.). С89-95

11. Сыров, A.A. Модели оценки вероятностей отказов; по общим причинам / A.A. Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2011). С127-134,

12. Mozhaev A.S. Theory and practice of automated structural-logical simulation of system. International Conference on Informatics and Control (ICI&C97). Tom 3. St.Petersburg: SPIIRAS, 1997, p. 1109-1118.

13. Можаев A.C., Громов B.H. Теоретические основы общего логико-вероятностного метода автоматизированного моделирования систем. СПб. ВИТУ, 2000. -145с.

14. Панин O.A. Анализ безопасности интегрированных систем защиты: логико-вероятностный подход. Специальная Техника, №5, 2004

15. Рябинин И.А. Логико-вероятностные методы и их создатели. СПб.: ВВМИУ им. Дзержинского, 1998.-34с.

16. Рябинин И.А., Черкесов Г.Н. Логико-вероятностные методы исследования надежности структурно-сложных систем. М.: Радио и связь, 1981.

17. Рябинин И.А., Парфенов Ю.М., Юрлов Ю.Е. Процедура получения функции работоспособности технической системы путем построения деревьев орграфа. // Алгоритм N148. В кн.: Сборник алгоритмов и-программ. Вып.7. Л.: BMA, 1979.

18. Рябинин И.А., Парфенов Ю.М. Надежность, живучесть и безопасность корабельных электроэнергетических систем. СПб: BMA им. Н.Г. Кузнецова, 1997.

19. Поленин В.И., Рябинин И:А. и- др. Применение общего логико-вероятностного метода- для анализа технических, военных организационно-функциональных систем и вооруженного противоборства, СПб.: Ника, 2011 г.

20. Гусев Л.Б., Ершов Г.А. Методология, теория и практика моделирования и расчета надежности, живучести, безопасности сложных организационно-технических систем. СПб.: Морские технологии, №1, 1998.

21. Ушаков И.А. Надежность технических средств М., Радио и связь, 1985.

22. Зарудный В.И. Надежность судовой навигационной аппаратуры -Л., Судостроение, 1973

23. Кузнецов С.Е. Основы эксплуатации судового электрооборудования и средств автоматизации М., Транспорт, 1991

24. Диллон Б., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем. М.:Мир 1984, 318 с.

25. Райншке К. Модели надежности и чувствительности систем. Mi: Мир, 1979, 452с.

26. Байхельт Ф., Франкен П Надежность и техническое обслуживание. Математический подход. М.:Радио и связь, 1988, 392 с.

27. Проурзин В.А. Алгоритмы анализа и оптимизации технико-экономического риска при проектировании сложных систем/ Автоматика и телемеханика. №7, 2003, с.40-50.

28. Байхельт Ф., Франкен П. Надежность и техническое обслуживание. Математический подход. М.: Радио и связь, 1988.

29. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок. Основы расчета. М.: Энергоатомиздат, 1987.

30. Хенли Э.Д., Кумамото Н. Надежность технических систем и .оценка* риска. М. Машиностроение, 1984.

31. Александровская Л.Н., Аронов И.З., Елизаров* А.И. и др. Статистические методы анализа безопасности сложных технических систем. М.: Логос, 2001.

32. Ястребнецкий М.А. Надежность технических средств в АСУ технологическими процессами. М.: ЭНЕРГОИЗДАТ, 1982. —232 с.

33. Авидженис А. Отказоустойчивость — свойство, обеспечивающее постоянную работоспособность цифровых систем. // Труды институтаинженеров по электротехнике и радиоэлектронике. Том 66, №10. М.: Мир, 1978,-с.5-25.

34. А. Ноу land and М. Rausand, System Reliability Theory, Wiley-Interscience, NY, 1994.48; S.S. Rao, Reliability-Based Design, McGraw-Hill, NY, 1992.

35. M.E. Pate-Cornell; "Uncertainties in Risk Analysis: Six Levels of Treatment," Reliability Engineering and System Safety, 54, 95-111, 1996.

36. R.L. Winkler, "Uncertainty in Probabilistic Risk Assessment," Reliability Engineering and System Safety, 54, 127-132, 1996.

37. G. Apostolakis and S. Kaplan, "Pitfalls in Risk Calculations," Reliability Engineering, 2, 135-145^ 1981.

38. S. Kaplan, "Expert Information vs. Expert Opinions: Another Approach to the Problem of Eliciting/Combining/Using Expert Knowledge in PRA," Reliability Engineering and System Safety, 25, 61-72, 1992.

39. S. Kaplan, "On a 'Two-Stage' Bayesian Procedure for Determining Failure Rates from Experiential Data," PLG-0191, IEEE Transactions on Power Apparatus and Systems, Vol: PAS-102, No. l,PLG-0191, January 1983. ,

40. A. Mosleh, "Expert-to-Expert Variability and Dependence in Estimating Rare Event Frequencies," Reliability Engineering and System Safety, 38, 47-57, 1992.

41. L.J. Savage, The Foundations of Statistics, Dover Publications,.New York, 1972.

42. Б.В. Гнеденко, Ю.К. Беляев, А.Д. Соловьев "Математические методы в теории надежности", М, "Наука", 1965.

43. G.W. Hannaman, F.J. Spurgin and J.R. Fragola, Systematic Human Action Reliability Procedure, NR-3583, Electric Power Research Institute, 1984

44. A.D: Swain & H.E. Guttman, Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Application, NUREG/CR-1278, US NRC, USA, 1983

45. Humpreus P. Human Reliability. Assessor Guide Safety and Reliability Directorate, United Kingdom Atomic Energy Authority, RTS 88/95 Q, October 1988.

46. Острейковский В.А., Теория надежности, M.: Высшая школа, 2003 г.

47. ОПБ-88/97 Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, 1988 г., Госатомнадзор, Москва, Россия.

48. МЭК 61508» Функциональная безопасность электрических (электронных) программируемых электронных систем, связанных с безопасностью, 2005 г.

49. Procedures for conducting common cause failure analysis in probabilistic safety assessment, IAEA-TECDOC-648, МАГАТЭ, май 1992 г.

50. Determing the quality of probabilistic safety assessment (PSA) for applications in nuclear power plants, IAEA-TECDOC-1511, МАГАТЭ, июль 2006 г

51. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1), safety Series No. 50-P-4, МАГАТЭ, июль 1992 г.

52. ЕршЪв Г.А., Ермакович Ю.Л., Парфентьев М.А., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. Моделирование отказов по общей причине при проведениивероятностного анализа безопасности АЭС. Тяжелое машиностроение, 2008 г., №10, стр. 2-5.I

53. МЭК 61508-6. «Functional safety of electrical/electronic/programmable electronic safety-related systems Part 6: Guidelines on the application of IEC 61508-2 and IEC 61508-3». Международная электротехническая комиссия, Женева, Швейцария, 2000 г.

54. Procedures for Treating Common Cause Failures in Safety and Reliability Studies, Vol.l. EPRINP-5613. NUREG/CR-4780, February 1988.

55. Procedures for conducting common cause failure analysis in probabilistic safety assessment, IAEA-TECDOC-648, МАГАТЭ, май 1992 г

56. CCF Parameter Estimations, 2003 Update, U.S. Nuclear Regulatory Commission, http://nrcoe.inl.gov/results/CCF/ParamEst2003/ccfparamest.htm

57. Component Reliability Data for Use in Probabilistic Safety Assessment. IAEA-TECDOC-478, 1988.

58. Программный комплекс автоматизированного структурно-логического моделирования сложных систем (ПК АСМ 2001). СВИДЕТЕЛЬСТВО № 2003611099 об официальной регистрации программ. Авторы и правообладатели: Можаев A.C., Гладкова И.А. М.: Роспатент РФ, 2003.

59. Risk Spectrum. Руководство по теории. // Техническая документация к программному комплексу фирмы By Relcon AB. -58с.

60. Risk Spectrum Professional. Руководство пользователя. // Техническая документация к программному комплексу фирмы By Relcon AB. -119с.

61. Программный комплекс Risk Spectrum вероятностного анализа надежности и безопасности систем. Разработан Шведской фирмой Relcon AB. Форма исходной структурной схемы системы — дерево отказов. Данные получены из Internet, сайт http://www.riskspectrum.com.

62. Можаев A.C., Ершов Г.А, Татусьян О.В. Автоматизированный программный комплекс для оценки надежности систем. (ПК ACMNEW, версия 2.01) СПб.: ВВМИУ им. Ф.Э. Дзержинского, 1994.

63. Описание программы CRISS-4.0 для моделирования и анализа систем безопасности и ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности: отчет о НИР/ОКБМ; исполн.: Бахметьев А.М., Былов И.А. г. Н. Новгород, 2004г. 94 м. Инв. №10025/04.