В чем заключается риск запроектной аварии

Приложение 2. Перечень проектных и запроектных аварий

Перечень проектных и запроектных аварий

1. Аварии, используемые в качестве основы для анализа АС с РБМК

1.1. Исходные события для рассмотрения в ОУОБ

Аварии с потерей теплоносителя:

— разрыв полным сечением трубопровода или коллектора главного циркуляционного насоса*;

— разрыв полным сечением раздаточного группового коллектора;

— разрыв полным сечением опускного трубопровода сепаратора;

— разрыв подводящего трубопровода ТК;

— разрыв отводящего трубопровода ТК;

— разрыв канала внутри реакторного пространства;

— разрыв главного трубопровода питательной воды*:

— разрыв главного паропровода*;

— разрыв трубопроводов малого диаметра за пределами прочноплотных боксов (импульсные линии, линии заполнения).

— продолжительное извлечение стержня СУЗ на номинальной мощности и при низкой мощности;

— продолжительное извлечение группы стержней при полной и при низкой мощности;

— выпадение стержня из активной зоны;

— ошибка при перегрузке, включая неправильную загрузку топлива;

— опорожнение или попадание газа в контур охлаждения каналов СУЗ.

— останов нескольких ГЦН (вплоть до всех) на номинальной мощности и при низкой мощности;

— отказ дроссельного регулирующего клапана ГЦН в закрытом положении;

— прекращение расхода в одном ТК;

— разрушение тарелки обратного клапана РГК;

— потеря электропитания переменным током;

— пуск неработавшего ГЦН.

Эксплуатационные переходные режимы:

— наброс нагрузки генераторов (1 и 2 генератора);

— отключение турбин (1 и 2 турбины);

— потеря основного стока тепла (отключение турбины с отказом конденсатора);

— потеря питательной воды;

— избыточный расход питательной воды;

— снижение температуры питательной воды (отказ подогревателей питательной воды);

— избыточный расход пара из-за отказа регулятора давления пара или непроизвольного открытия БРУ-К;

— ложное срабатывание САОР;

— потеря отвода остаточного тепла (потеря техводы).

— аварии при работе с топливом;

— внутренние события (затопление, пожар, взрыв);

— внешние воздействия (наводнение).

1.2. Запроектные аварии

Ожидаемые переходные режимы без срабатывания аварийной защиты (ATWS):

— потеря основного стока тепла;

— частичная потеря расхода;

— прекращение электропитания переменным током;

— потеря питательной воды;

— максимальное введение реактивности при продолжительном извлечении стержня СУЗ при:

минимально-контролируемой мощности (5% от номинальной);

— падение перегрузочной машины;

— полное обесточивание станции;

— прекращение подачи теплоносителя в один РГК;

2. Аварии, используемые в качестве основы для анализа АС с ВВЭР

2.1. Исходные события для рассмотрения в ОУОБ

Нарушения, связанные с реактивностью и распределением мощности:

— неконтролируемое извлечение группы стержней СУЗ при пуске;

— неконтролируемое извлечение группы стержней СУЗ на мощности;

— нарушение в работе стержня СУЗ:

падение одного стержня СУЗ;

извлечение одного стержня СУЗ из управляющей группы;

застревание одного стержня СУЗ в управляющей группе;

— непреднамеренное подключение к реактору циркуляционной петли с низкой температурой или с низкой концентрацией борной кислоты;

— выброс управляющего стержня СУЗ;

— снижение концентрации борной кислоты в теплоносителе реактора из-за нарушения контроля за химическими свойствами и расходом;

— непреднамеренная загрузка и эксплуатация топливной сборки не на своем месте в активной зоне.

Снижение расхода теплоносителя в реакторе (LOFA):

— ошибочное закрытие главной запорной задвижки циркуляционной петли;

— заклинивание одного главного циркуляционного насоса (ГЦН);

— обрыв вала одного ГЦН;

— проектный спектр отключений ГЦН.

Аварии с потерей теплоносителя реактора (LOCA):

— спектр постулируемых разрывов трубопроводов первого контура;

— разрыв трубопровода, соединяющего КД с ПК КД;

— непреднамеренное открытие ПК КД;

— течи ПГ из первого контура во второй:

течь коллектора ПГ, вплоть до разуплотнения крышки;

— радиологические последствия аварий с LOCA.

Увеличение объема теплоносителя первого контура:

— непреднамеренное включение насосов САОР при работе на мощности;

— нарушение в работе системы очистки и подпитки, приводящее к увеличению объема теплоносителя первого контура.

Увеличение отвода тепла со стороны второго контура:

— нарушения в работе системы питательной воды, приводящие к снижению температуры;

— нарушения в работе системы питательной воды, приводящие к увеличению расхода питательной воды;

— нарушения в работе регулятора давления во втором контуре, увеличивающие расход пара;

— непреднамеренное открытие на одном парогенераторе предохранительного клапана или БРУА или БРУ-К;

— спектр разрывов паропровода.

Снижение теплоотвода со стороны второго контура:

— нарушение в работе системы регулирования, приводящее к снижению расхода пара;

— потеря внешней электрической нагрузки;

— закрытие стопорных клапанов турбин;

— закрытие отсечных клапанов на паропроводах;

— отключение главного питательного насоса;

— потеря электроснабжения станции (внешнего и внутреннего);

— разрыв трубопровода питательной воды.

Радиоактивные выбросы из вспомогательных систем или оборудования:

— нарушение или течь в системе радиоактивных газовых сдувок;

— нарушение или течь в системе жидких радиоактивных сред;

— течь бассейна отработавшего топлива;

— разрыв импульсной трубки КИП или других линий от первого контура.

— аварии при работе с топливом;

— внутренние события: затопление, пожар, взрыв;

— внешние воздействия: наводнение.

2.2. Запроектные аварии

Ожидаемые нарушения без срабатывания аварийной защиты (ATWS):

— неконтролируемое извлечение группы стержней СУЗ во время пуска или при работе на мощности;

— потеря расхода питательной воды;

— потеря электроснабжения станции;

— потеря электрической нагрузки;

— закрытие отсечных клапанов на паропроводе;

— непреднамеренное открытие ПК ПГ или БРУ-А, или БРУ-К.

— полный отказ системы подачи питательной воды (процедура «подпитка-сброс»);

— полное обесточивание станции;

— малая течь в сочетании с полным отказом системы аварийной подпитки;

— полное отключение всех главных циркуляционных насосов;

— большая течь, не рассмотренная в рамках проектных аварий;

* Для блоков 1, 2 Ленинградской АЭС и блоков 1, 2 Курской АЭС эти события являются запроектными. Для этих событий следует применять следующую процедуру:

реконструкция в той мере, насколько это целесообразно;

исключение разрывов за счет эксплуатационного контроля металла и других возможных мер;

вероятностный подход как к запроектным авариям.

Откройте актуальную версию документа прямо сейчас или получите полный доступ к системе ГАРАНТ на 3 дня бесплатно!

Если вы являетесь пользователем интернет-версии системы ГАРАНТ, вы можете открыть этот документ прямо сейчас или запросить по Горячей линии в системе.

Источник

В чем заключается риск запроектной аварии

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

«РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ФОРМИРОВАНИЮ ОКОНЧАТЕЛЬНОГО ПЕРЕЧНЯ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ, ПОДЛЕЖАЩИХ УЧЕТУ В ПРОЕКТЕ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ С РЕАКТОРАМИ ТИПА ВВЭР»

Настоящее руководство по безопасности при использовании атомной энергии разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г N 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» в целях содействия соблюдению требований пунктов 12 9, 12 16 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г N 522

Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по формированию окончательного перечня запроектных аварий, представляемого в отчете по обоснованию безопасности блока АС с реактором типа ВВЭР

Текст Руководства по безопасности подготовил Ланкин М.Ю. к.т.н.

I. Общие положения

1.2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по формированию окончательного перечня запроектных аварий, представляемого в отчете по обоснованию безопасности блока АС с реактором типа ВВЭР.

1.3. Требования федеральных норм и правил в области использования атомной энергии к формированию окончательного перечня запроектных аварий могут быть выполнены с использованием иных способов (методов), чем те, которые содержатся в настоящем Руководстве по безопасности, при обоснованности выбранных способов (методов) для обеспечения безопасности.

II. Порядок формирования окончательного перечня запроектных аварий

окончательный перечень запроектных аварий включает тяжелые аварии, а также аварии, не относящиеся к тяжелым (требование охвата тяжёлых аварий и аварий, не относящихся к тяжёлым);

окончательный перечень запроектных аварий приводится в ООБ АС (требование включения перечня ЗПА в ООБ АС) ;

Понятие «окончательный перечень запроектных аварий» (в отличие от примерных перечней запроектных аварий, устанавливаемых в соответствии с положениями п.1.2.16 «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций» в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии для каждого типа реакторов) означает перечень запроектных аварий, составленный (сформированный) специально для конкретного блока АС с учетом специфических особенностей данного блока АС.

окончательный перечень запроектных аварий включает представительные сценарии для определения мер по управлению такими авариями (требование представительности);

в ООБ АС представляется анализ запроектных аварий, включенных в окончательный перечень запроектных аварий. Указанные анализы учитывают все эксплуатационные состояния АС (требование охвата всех эксплуатационных состояний), а также все места нахождения на блоке АС ядерных материалов, РВ и РАО, в которых может возникнуть нарушение нормальной эксплуатации АС (требование охвата всех мест возможного возникновения аварии). Места нахождения ЯМ, РВ и РАО на АС, не относящиеся к блоку АС, для которого формируется окончательный перечень запроектных аварий, не учитываются;

анализы ЗПА, приведенные в ООБ АС для аварий, входящих в окончательный перечень ЗПА, являются основной для составления планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии, а также для составления руководства по управлению запроектными авариями (требование разработки противоаварийной документации на основании ООБ АС).

2.1.2. Реализация требования представительности обеспечивается посредством учета в перечне ЗПА уровней тяжести состояния АС и, кроме того, возможных состояний работоспособности или неработоспособности систем безопасности и специальных технических средств для управления запроектными авариями.

2.1.3. В соответствии с указанным в пункте 2.1.1 настоящего Руководства по безопасности требованием разработки противоаварийной документации на основании ООБ АС, основной целью разработки окончательного перечня ЗПА является последующая, базирующаяся на основе выполненного анализа аварий, входящих в упомянутый перечень, разработка (составление) руководства по управлению запроектными авариями (а также планов мероприятий по защите персонала и населения).

2.1.4. Соответствие перечня аварий, включаемых в окончательный перечень ЗПА, формируемый в соответствии с требованиями «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций», и сценариев запроектных условий (DEC), учитываемых в проекте АС в соответствии с положениями норм безопасности МАГАТЭ, требованиями WENRA и EUR, поясняется в Приложении N 3 к настоящему Руководству по безопасности.

2.2. Этапы формирования окончательного перечня запроектных аварий

2.2.1. Формирование окончательного перечня запроектных аварий осуществляется в пять этапов:

Этап 1. Составление списка мест возможного возникновения аварии

Этап 2. Составление перечня эксплуатационных состояний АС

Этап 3. Отбор исходных событий аварий

Этап 4. Установление подлежащих включению в окончательный перечень запроектных аварий сценариев аварий, не относящихся к тяжелым авариям

Этап 5. Установление подлежащих включению в окончательный перечень запроектных аварий сценариев тяжёлых аварий.

Общий алгоритм формирования окончательного перечня запроектных аварий с указанием последовательности выполнения перечисленных выше в настоящем пункте этапов представлен в Приложении N 4 к настоящему Руководству по безопасности.

2.3. Этап 1. Составление списка мест возможного возникновения аварии

2.3.1. Целью этапа 1 является установление всех мест на блоке АС, в которых может иметь место событие, подпадающее под определение «аварии на АС» (тем самым выполняется требование охвата всех мест возможного возникновения аварии).

2.3.2. Относительно каждого из мест, установленных в соответствии с пунктом 2.3.1 настоящего Руководства по безопасности, исследуется возможность возникновения в нём события, подпадающего под определение «аварии на АС», то есть устанавливается, находятся ли ЯМ, РВ или РАО в рассматриваемом месте в количестве, достаточном для того, чтобы событие с их выходом за установленные проектом АС границы могло привести к превышению пределов безопасной эксплуатации. Для мест, где генерируется ИИ, устанавливается, возможен ли при нарушении нормальной эксплуатации выход ИИ за установленные проектом АС границы, подпадающий под определение «аварии на АС». Составляется список мест возможного возникновения аварии, в который не включаются места нахождения ЯМ, РВ или РАО (а также места, где генерируется ИИ), относительно которых установлено, что в них не может произойти нарушение в работе АС, подпадающее под определение «аварии на АС».

2.4. Этап 2. Составление перечня эксплуатационных состояний АС

2.4.1. На этапе 2 с целью выполнения требования охвата всех эксплуатационных состояний для каждого из мест возможного возникновения аварии, вошедших в список, составленный по результатам этапа 1 в соответствии с разделом 2.3 настоящего Руководства по безопасности, составляется перечень возможных эксплуатационных состояний АС.

Для реакторной установки к таким состояниям могут относиться: работа на полном и пониженных уровнях мощности (включая минимально-контролируемый уровень мощности), различные эксплуатационные состояния блока АС с реактором, находящимся в подкритическом состоянии (например, «горячее» состояние, «холодное» состояние, состояние «останов для ремонта», состояние «останов для перегрузки топлива»). Для хранилищ ядерного топлива в качестве самостоятельных эксплуатационных состояний могут рассматриваться состояния с разным количеством хранимого ядерного топлива (например, эксплуатационное состояние с одноярусным хранением ОЯТ в бассейне выдержки и эксплуатационное состояние с двухярусным хранением ядерного топлива), также в отдельное эксплуатационное состояние может выделяться состояние, при котором с хранимым топливом осуществляются транспортно-технологические операции (перегрузка, загрузка, выгрузка).

2.4.2. Перечень эксплуатационных состояний АС составляется с соблюдением следующих условий:

а) каждое из эксплуатационных состояний, включаемых в перечень эксплуатационных состояний АС, имеет отличия от любого другого входящего в указанный перечень эксплуатационного состояния либо по набору возможных в эксплуатационном состоянии нарушений нормальной эксплуатации (исходных событий аварий), либо по состоянию физических барьеров (например, первый контур может быть уплотнен, а может быть разуплотнен, ГО реакторной установки может быть герметично, а может быть разгерметизировано), либо по содержащимся в технологическом регламенте эксплуатации блока АС требованиям к работоспособности или неработоспособности систем (элементов) АС, выполняющих функции безопасности (систем безопасности, специальных технических средств по управлению ЗПА, а также иных систем, выполняющих функции безопасности).

б) любое возможное, в соответствии с технологическим регламентом эксплуатации блока АС, при нормальной эксплуатации состояние АС или эксплуатационный режим входит в одно из эксплуатационных состояний АС, представляемых в разрабатываемом на настоящем Этапе 2 перечне эксплуатационных состояний АС.

2.4.4. Пример составления перечня эксплуатационных состояний для реакторной установки в зависимости от возможных ИС аварий, а также состояния физических барьеров и систем АС, выполняющих ФБ, проиллюстрирован на рисунке 1.

Рис.1. Пример составления перечня эксплуатационных состояний АС для реакторной установки в зависимости от возможных ИС аварий, а также состояния физических барьеров и систем АС, выполняющих ФБ.

2.5.2. В набор исходных событий аварий включаются: внутренние события (события, связанные с отказами элементов АС, в том числе с отказами элементов АС по общим причинам, а также с ошибками персонала); события, связанные с внутриплощадочными пожарами, внутриплощадочными затоплениями; события, связанные с внешними воздействиями природного и техногенного характера, которые отвечают следующим условиям:

а) событие нарушает нормальную эксплуатацию АС;

б) событие требует реакции со стороны систем (элементов) АС и (или) персонала АС для предотвращения перехода события в аварию, либо непосредственно приводит к аварии.

2.5.3. При наличии ВАБ блока АС, для которого разрабатывается окончательный перечень запроектных аварий, рассматриваемые в рамках указанного ВАБ исходные события рекомендуется включать в составляемый в рамках настоящего этапа 3 набор исходных событий аварий.

Дополнительно в упомянутый набор исходных событий включаются отвечающие условиям, указанным в пункте 2.5.2 настоящего Руководства по безопасности, события, исключенные из рассмотрения в ВАБ на основании низкой вероятности возникновения, если такие события требуют от систем (элементов) АС и (или) персонала АС действий по управлению авариями, которые отличаются от действий по управлению иными авариями, учитываемыми в окончательном перечне ЗПА. Должно быть уделено внимание надлежащему включению в набор исходных событий аварий отказов по общим причинам.

2.5.4. Для определения внутренних событий, подлежащих включению в набор исходных событий аварий, рекомендуется совместное использование следующих методов:

анализ отказов и их последствий для систем и элементов АС. В ходе указанного анализа последовательно система за системой качественно анализируется влияние различных видов отказов элементов или групп элементов, входящих в систему, на нормальную эксплуатацию АС (анализируются отказы при работе элементов АС, в том числе отказы типа самопроизвольного срабатывания, а также отказы на требование, в том числе отказы на открытие и закрытие, отказы на изменение положения, отказы на запуск. Анализируются также отказы по общим причинам);

использование списков ИС из ранее выполненных анализов безопасности, в том числе из ВАБ для анализируемого и схожих блоков АС, а также из обобщённых списков ИС из авторитетных зарубежных и международных источников;

анализ опыта эксплуатации анализируемого и аналогичного блоков АС.

2.5.5. Для определения событий внутриплощадочных пожаров (внутриплощадочных затоплений), подлежащих включению в набор исходных событий аварий, рекомендуется:

выделять пожарные зоны (зоны затоплений) таким образом, чтобы каждая из них соответствовала определению пожарной зоны (зоны затопления), представленному в Приложении N 2 к настоящему Руководству по безопасности. При этом не допускается, чтобы одна выделенная пожарная зона (зона затопления) включала помещения, относящиеся также и к другой пожарной зоне (зоне затопления). Также не допускается, чтобы вне выделенной совокупности пожарных зон (зон затопления) оставались системы и элементы, важные для безопасности;

Источник

Глава 15. Анализ аварий

Глава 15. Анализ аварий

Оценка безопасности АС должна включать анализ реакций систем и сооружений АС на возможные исходные события, который должен проводиться с целью определения последовательности событий (сценариев) и условий их прохождения с учетом зависимых и независимых отказов и повреждений систем и элементов или ошибок персонала, усугубляющих ситуацию.

Такой анализ должен являться неотъемлемой частью обоснования безопасности АС.

В главе следует определять сценарии прогнозируемых событий и их последствия, а также оценивать возможности вмешательства в работу систем с целью контроля хода процессов.

Данный анализ должен лежать в основе организации управления системами АС в различных ситуациях.

При анализе на каждое прогнозируемое исходное событие накладываются:

1. Независимые отказы.

2. Необнаруженные отказы.

3. Отказы по общей причине.

4. Ошибки персонала.

Анализ безопасности следует проводить по перечням исходных событий, для которых формируются перечни проектных и запроектных аварий.

15.1. Перечень проектных аварий

15.1.1. Классификация исходных событий

Каждое исходное событие следует проанализировать в сочетании с различными отказами и другими факторами с целью выбора для анализа наиболее существенных сценариев, как это отмечалось выше.

Исходные события следует объединять в классы в соответствии с их функциональным воздействием на РУ:

1.1. Увеличение теплоотвода от первого контура.

1.2. Уменьшение теплоотвода от первого контура.

1.3. Уменьшение расхода теплоносителя.

1.4. Изменения реактивности и распределения энерговыделения.

1.5. Увеличение массы теплоносителя первого контура.

1.6. Уменьшение, включая потерю, массы теплоносителя первого контура.

1.7. Выброс радиоактивных сред из систем и оборудования.

1.8. Потеря теплоносителя второго контура.

1.9. Потеря источников энергоснабжения.

1.10. Нарушения в транспортно-технологических операциях.

1.11. Ложная работа систем.

2.1. Сейсмические воздействия.

2.4. Падение самолета.

2.5. Потеря охлаждающей воды.

15.1.2. Причины и идентификация исходных событий

Для каждого класса исходных событий следует определять конкретные исходные события и рассматривать причины их возникновения. Больший объем информации представляется о событиях, приводящих к более тяжелым последствиям (например, анализировать все возможные последовательности аварийных событий с учетом количественных показателей вероятности их возникновения).

Если по экспертным оценкам событие не приведет к опасным последствиям, то достаточно качественного описания возможных последствий.

Следует делать экспертную оценку качественных изменений основных параметров при данном исходном событии, которые могут быть использованы для идентификации исходного события.

15.1.3. Анализ возможных путей развития ситуаций, связанных с исходным событием

Для каждого события следует отражать:

1. Последовательность срабатывания механизмов и систем, выдача сигналов, достижение критических (расчетных) параметров, уставок, необходимые действия персонала и т.д.

2. Границы начала и окончания действий СБ.

3. Влияние действующих систем нормальной эксплуатации на протекание процесса.

4. Оценка необходимой оперативному персоналу информации о развитии ситуации, включая показания приборов.

Необходимо перечислять функции СБ, которые используются при оценке безопасности, неопределенности, связанные с каждой из указанных функций, а также совместно с ожидаемыми и максимальными временами запаздывания.

Следует делать качественные оценки возможной тяжести последствий исходного события при наложении на него независимых и зависимых отказов или ошибочных действий персонала в объеме, определенном действующими нормами. На основе таких оценок для рассматриваемого типа (группы) исходных событий выделять такие последовательности (цепочки) событий и отказов, которые могут иметь наиболее тяжелые последствия (наибольший рост давления в первом контуре, наименьший запас до кризиса теплообмена, наибольшая доза и т.п.).

Такая предварительная экспертиза возможных аварийных последовательностей является обязательным элементом, на базе которого формируется перечень проектных аварий, подлежащих количественному анализу.

15.1.4. Перечень проектных аварий

Рекомендуемый примерный минимальный перечень проектных аварий приведен в приложении 15-1.

15.2. Перечень запроектных аварий

15.2.1. Сценарии запроектных аварий, приводящих к повышенным выбросам радионуклидов в окружающую среду. Уязвимые места АС

На основе результатов анализа выделять все сценарии запроектных аварий, приводящих к превышению доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию РВ в окружающей среде, установленных для проектных аварий. Через минимальные сечения деревьев событий/отказов определять уязвимые места АС. Под ними здесь и далее понимаются сочетания особенностей конструкции АС, ее схемных решений, компоновки, эксплуатационных процедур и организационной структуры деятельности персонала, являющиеся наиболее вероятными причинами выхода повреждения активной зоны реактора за пределы масштабов повреждений, допускаемых для проектных аварий.

15.2.2. Характерные группы сценариев запроектных аварий

Из сценариев, выделенных в предыдущем разделе, формировать группы, в границах которых отклик станционных систем, требуемый для предотвращения развития аварии, одинаков (одинаковы системно-функциональные деревья событий).

15.2.3. Представительные сценарии запроектных аварий

В пределах каждой группы предыдущего раздела выделять один или несколько представительных сценариев, удовлетворяющих в совокупности следующим четырем критериям:

1. Наибольшая мощность доз облучения персонала и/или населения.

2. Наибольшая интенсивность выброса радионуклидов.

3. Наибольший интегральный выброс радионуклидов.

4. Наибольший масштаб повреждений систем и оборудования станции.

15.2.4. Перечень запроектных аварий

Выделенные в разделе 15.2.3 сценарии сводить в перечень запроектных аварий для последующего анализа.

15.3. Методики анализа

15.3.1. Перечень использованных методик

Должен представляться перечень использованных для количественных анализов методик с указанием сведений об их аттестации в Совете по аттестации программных средств Госатомнадзора России. Следует указывать номер аттестата, дату выдачи и срок, на который был выдан аттестат. Если данная расчетная методика не представлялась на аттестацию, то указывать плановый срок аттестации.

Объем информации, представляемой по методикам анализа, и время экспертизы каждой методики зависят от наличия аттестата на данное программное средство.

15.3.2. Описание математических моделей

Приводить описание физической модели анализируемых процессов. Перечислять основные физические явления, определяющие протекание процесса.

Описывать использованную математическую модель. Систему основных уравнений приводить в том виде, к которому она была преобразована из канонической формы записи для непосредственного использования в данной расчетной модели. Приводить замыкающие соотношения. Давать описание использованной схемы нодализации и численного метода решения.

Математические модели, описывающие перенос продуктов деления в активной зоне, контурах и системах АС, должны учитывать физико-химические процессы, оказывающие влияние на изменение концентрации радионуклидов в контурах и технологических помещениях, в которые выходят радионуклиды при рассматриваемом сценарии аварии. Минимальный набор этих процессов должен быть следующим:

1. Естественное осаждение на внутренних поверхностях.

2. Десорбция с внутренних поверхностей в парогазовую среду.

3. Радиоактивный распад.

4. Утечка вместе с парогазовой средой через неплотности в смежные помещения и окружающую среду за счет перепада давления.

5. Утечка в окружающую среду после выравнивания давления за счет свободной конвекции, определяемой различием температур и составом среды в помещении и атмосфере.

6. Очистка паровоздушной среды при ее прохождении через пассивные устройства конденсации (барботеры).

7. Очистка паровоздушной среды за счет работы спринклерной системы.

8. Очистка паровоздушной среды при работе системы спецвентиляции.

9. Химические реакции в воде, приводящие к изменению физико-химических свойств продуктов деления.

10. Химические реакции в парогазовой фазе и на поверхностях, приводящие к изменению физико-химических свойств продуктов деления.

11. Очистка воды от радиоактивных продуктов.

Математические модели должны учитывать поведение аэрозольных частиц и продуктов деления, объединенных в группы по их физико-химическим свойствам. В числе рассматриваемых групп следует выделять:

инертные радиоактивные газы;

летучие (органические и неорганические) формы йода.

Математические модели должны содержать только обоснованные значения коэффициентов, характеризующих моделируемые физические процессы (диффузия, десорбция, выведение и т.п.). При использовании новых (вновь вводимых) коэффициентов должна обосновываться необходимость их применения и доказываться достоверность используемых значений.

Используемые математические модели должны содержать обоснованные значения принимаемого в расчетах весового соотношения радиоактивного йода, находящегося в молекулярной форме, в форме органических соединений и в аэрозольной форме.

Информация должна иллюстрироваться необходимым графическим материалом (схемы, блок-схемы, графики), который поясняет взаимодействие программ и передачу информации от программы к программе, в том числе при необходимости корректировки расчетов ввиду изменения исходных данных.

В случаях, когда в моделях не учитываются отдельные процессы, необходимо показывать, что проводимые оценки являются консервативными.

15.3.3. Допущения и погрешности расчетных методик

Приводить все использованные в математической модели допущения и упрощения. Обосновывать допустимость введения таких упрощений. Оценивать консерватизм, вносимый сделанными допущениями, погрешность методики.

15.3.4. Область применения расчетных методик

Давать определение области применения используемой расчетной методики, заявленное или предполагаемое к заявке в аттестационном паспорте. Границы области применения должны базироваться на результатах соответствующей верификаций. Обосновывать возможность использования расчетной методики для выполняемых анализов.

15.3.5. Сведения о верификации расчетных программ

Математические модели аварийных режимов, используемые для анализа безопасности, разработки программ управления авариями и математического обеспечения тренажеров, должны верифицироваться, т.е. сопоставляться с опытными данными. Матрица верификации должна включать в себя все экспериментальные установки, использованные для обоснования программных средств. В их состав должен входить хотя бы один специальный экспериментальный стенд, структурно подобный АС, т.е. содержащий физические модели основного оборудования АС, отражающие важнейшие особенности каждого прототипа: активной зоны реактора, ПГ, барабанов-сепараторов, ГЦН, гермоограждения, системы пассивного отвода тепла и т.п.

На таких установках воспроизводятся аварийные режимы, причиной которых являются внутренние события, приведенные в пп. 1-3, 5, 6, 8, 9 приложения 15-1. Эксперименты на этом специальном стенде, помимо верификации математических моделей, служат для обоснования проектных решений режимов и технологий, а также воспроизведения и демонстрации потенциально опасных аварийных режимов и ликвидации их последствий.

Полнота сведений о верификации определяется наличием или отсутствием аттестационного паспорта. При наличии паспорта следует давать только ссылки на соответствующий номер регистрации и верификационный отчет, а при его отсутствии представлять сведения об экспериментальных установках, стандартных проблемах и процессах, для которых проводились верификационные расчеты по данной программе; статус этих расчетов (пост- или предтестовые и т.п.); описание полученных результатов.

Данные сведения могут содержаться в отдельном верификационном отчете, прилагаемом к ООБ АС.

15.4. Исходные данные для расчетов

Следует приводить перечень входных параметров и начальных условий, позволяющий в случае необходимости выполнять повторный расчет.

15.4.1. Геометрические исходные данные

Приводить основные конструктивные характеристики (объемы, длины, площади проходных сечений, перепады высот, поверхности теплообмена, массы, толщины стен, гидравлические диаметры, местные сопротивления и др.) для:

1. Реактора (нижняя и верхняя камеры, опускной кольцевой канал).

2. Активной зоны (ТВЭЛ, кассета, межкассетное пространство).

3. Главного циркуляционного трубопровода (горячая и холодная нитки, гидрозатворы, места подводящих и отводящих патрубков).

4. ПГ (корпус, коллектор, трубчатка, патрубки).

5. Компенсатора давления.

7. Гидроемкостей САОЗ.

8. Системы герметичных помещений защитной оболочки.

15.4.2. Физические исходные данные

1. Нейтронно-физические характеристики (коэффициенты неравномерности и реактивности, интегральная эффективность СУЗ, время жизни мгновенных нейтронов, доли запаздывающих нейтронов и т.п.).

2. Теплофизические характеристики (теплопроводность, теплоемкость и плотность использованных материалов; температура и энтальпия различных источников подпитки и баков запаса; положение уровня и массы фаз в сосудах с разделением фаз).

3. Физико-химические свойства реагентов и растворов, образующихся в процессе аварии, их радиационная стойкость, константы распределения и химические реакции с основными соединениями йода.

15.4.3. Технологические исходные данные

номенклатура, характеристики и уставки на срабатывание.

2. Система поддержания давления в первом контуре:

характеристики и давления открытия/закрытия ПК компенсатора давления;

характеристики и давления открытия/закрытия регулятора впрыска;

характеристики и давления включения/выключения нагревателей компенсатора давления.

3. Система поддержания давления во втором контуре:

характеристики и давления открытия/закрытия БРУ-К;

характеристики и давления открытия/закрытия БРУ-А;

характеристики и давления открытия/закрытия ПК ПГ.

4. Система питательной воды.

5. Система отвода пара.

уставки на запуск дизель-генераторов;

характеристики систем высокого и низкого давлений.

основных и аварийных питательных насосов;

9. Характеристики задвижек (запорные задвижки, отсечные клапаны, стопорные клапаны и т.п.).

10. Основные защиты и блокировки (блокировки первого контура, ГЦН, ПГ, парового коллектора).

11. Спринклерная система.

12. Система подавления водорода.

13. Системы вентиляции.

14. Система фильтруемого сброса среды из защитной оболочки.

15. Система удержания (ловушка) расплавленного топлива, если таковая предусмотрена в проекте.

16. СГО (защитная оболочка).

15.4.4. Топологические исходные данные

В случае использования расчетных схем (схем нодализации) следует проиллюстрировать связь расчетных элементов и соединений с указанием высотных отметок и особых точек (мест течей, подпиток, клапанов и т.д.).

15.4.5. Начальные условия

Приводить перечень начальных условий. Они должны быть консервативны для анализируемого процесса. Степень консервативности должна соответствующим образом оцениваться.

Рекомендуемый минимальный и примерный перечень начальных условий приведен в приложении 15-2.

15.5. Анализ проектных аварий

15.5.1. Описание последовательности событий и работы систем

На основе результатов анализа приводить описание последовательности событий и работы систем в виде таблицы, в которую включать характерные точки для данного процесса с указанием соответствующего момента времени.

15.5.2. Критерии оценки безопасности

Исходя из того, что определяющие безопасность параметры могут в моделируемом аварийном режиме выйти за допустимые границы, давать соответствующие критерии, сравнение с которыми полученных результатов позволяет делать оценку безопасности рассматриваемого объекта в данном аварийном режиме.

15.5.3. Анализ результатов расчета

Информацию следует представлять для всех стадий переходного процесса или аварии. Признаком окончания процесса может служить выход в стационарный режим с работой по проектной схеме для нормальной эксплуатации или на устойчивую работу не менее одного канала СБ на параметрах расхоложенного оборудования.

15.5.3.1. Изменение параметров в контурах РУ.

Должна представляться следующая информация:

1. Изменение мощности.

2. Величины тепловых потоков.

3. Изменение давления в контурах.

4. Изменение температуры теплоносителя, оболочки ТВЭЛ и топлива.

5. Коэффициенты запаса до критических тепловых потоков.

6. Расходы теплоносителя в реакторе и петлях.

7. Параметры теплоносителя первого контура на входе и выходе, в наиболее напряженных каналах.

8. Теплотехнические характеристики топлива.

9. Баланс теплоносителя в характерных объемах и участках с учетом запаса и возможностей подпитки в различные моменты времени.

10. Параметры теплоносителя второго контура.

11. Расход теплоносителя в различных системах и каналах.

12. Масса (доля) прореагировавшего циркония.

13. Выход водорода из первого контура.

14. Расход и энтальпия истекающего из контура теплоносителя.

15. Количество водорода в первом контуре.

Следует сравнивать рассчитанные величины с допустимыми.

15.5.3.2. Изменение параметров в помещениях защитной оболочки.

Необходимо подробно описывать процессы, протекающие в помещениях защитной оболочки. Как минимум, должно быть отражено:

1. Давление в герметичных помещениях.

2. Характеристика имеющихся течей из систем в помещения (расходы утечек, расходы через сбросные клапаны и ПК, температура).

3. Характеристики утечек в окружающую среду (расход, суммарная выброшенная масса).

4. Характеристики источников водорода.

5. Характеристики работы спринклерной системы.

6. Характеристики работы системы отвода тепла от защитных помещений.

7. Температуры сред в атмосфере защитных помещений и на полу.

8. Массы воды и пара в атмосфере помещений и массы воды на полу.

9. Температуры стен и элементов конструкций.

10. Относительные доли компонентов в атмосфере защитных помещений, включая водород.

15.5.3.3. Выход и распространение радиоактивных продуктов.

В разделе излагать принятые допущения, параметры и расчетные методы, использованные для определения доз облучения, явившихся результатом аварий.

Следует подробно описывать процессы переноса продуктов деления в помещениях защитной оболочки.

Как минимум, должно быть отражено:

1. Накопление продуктов деления в топливе и под оболочками ТВЭЛ на момент аварии.

2. Теплофизические характеристики атмосферы и внутренних поверхностей технологических помещений вдоль пути прохождения продуктов деления.

3. Зависимая от времени утечка продуктов деления из-под оболочек ТВЭЛ и первого контура.

4. Характеристики протекания основных процессов переноса и осаждения продуктов деления в технологических помещениях РУ с учетом перехода из одной фазы в другую, из одной физико-химической формы в другую и утечки продуктов деления в окружающую среду.

Раздел должен содержать все необходимые исходные данные, позволяющие проводить независимый анализ:

места и зоны, где подсчитываются дозы, включая помещения АС (БЩУ, РЩУ, СБ, требующие контроля и обслуживания находящегося в них оборудования, границы расчетных зон).

Допускается ссылка на обобщенные или аттестованные программы, используемые в проекте.

При отсутствии радиоактивных продуктов за границами какого-либо из барьеров следует характеризовать величину (или параметр) имеющегося запаса, резерва и т.п., обеспечивающего удержание в отмеченных границах.

Результаты анализов представлять в виде таблиц.

При невозможности внесения результатов в таблицу ввиду обширности материала он может представляться отдельным разделом или может даваться ссылка на соответствующие материалы, где требуемое изложено достаточно подробно. Раздел должен содержать развернутую схему расчета мощности дозы при повреждении защитных барьеров, включая течи из оболочки (контура герметизации), с соответствующим пояснением принятой модели. В схеме следует проанализировать все возможные пути утечки и переноса активности из помещения в помещение и окружающую среду. В схеме следует указывать средства обеспечения безопасности (фильтры, оросители, мембраны, стенки и т.д.), направления движения среды. Допускается представление нескольких схем на различные периоды или случаи.

При рассмотрении используемых предположений и методик по оценке радиологических последствий следует обращать внимание на то, чтобы они достаточно хорошо подтверждались накопленными данными путем описания соответствующей информации со ссылкой на другие разделы внутри ООБ АС, или ссылкой на документы, которые легко доступны для персонала Госатомнадзора России. Такая информация должна включать в себя следующее:

а) описание применявшихся математических или физических моделей, включая упрощения и приближения;

б) определение и описание используемых в анализе компьютерных кодов или аналоговых систем. Описание используемых математических моделей и программ осуществляют путем ссылок на литературный источник и краткого изложения их содержания в тексте ООБ АС;

в) определение зависимых от времени характеристик, активности и скорости утечки продуктов деления или других переносимых радиоактивных материалов в системе защитной оболочки, которые могут вырваться в окружающую среду путем утечек через границы защитной оболочки и вентиляционную трубу;

г) рассмотрение неопределенностей расчетных методов, характеристик оборудования, чувствительности приборов или других неопределенностей, берущихся в расчет при оценке результата;

д) описание степени взаимосвязанности систем, влияющих прямо или косвенно на управление и ограничение утечки из системы защитной оболочки или других источников (например, из хранилища отработанного топлива). Например, вклад систем: спринклерной, воздушного охлаждения, ректификации и очистки, аварийного охлаждения реактора, фильтрации, расхолаживания, контроля и других.

В разделе следует представлять результаты по дозам, поглощенным щитовидной железой ребенка, и внешнего облучения на границе ССЗ, значения поглощенных доз в технологических помещениях на различные периоды с выделением характерных этапов (время существования избыточного давления, время разрушения, срабатывание устройств, длительность смены). Данные для оперативного персонала выделять отдельно. Необходимо давать характеристику фаз развития аварии и на основе расчетных данных описывать зоны возможного радиоактивного заражения (загрязнения) по мощности эквивалентной дозы, эквивалентной дозе внешнего облучения и внутреннему облучению населения за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей на различных расстояниях от точки аварии.

В зависимости от типа аварии и ее последствий объем и степень подробности представляемой информации должны возрастать с увеличением тяжести аварии.

В заключении делать выводы об основных результатах анализа, включающие определение наиболее тяжелых режимов и основания для заключения о безопасной работе блока в условиях проектных аварий.

15.6. Анализ запроектных аварий. Разработка мер по управлению запроектными авариями

15.6.1. Описание последовательности событий, работы (отказов) систем при запроектных авариях

Приводить описание последовательности событий, срабатывания, отказов систем и оборудования для сценариев запроектных аварий, входящих в перечень, приведенный в разделе 2.4. Желательно представлять развитие событий аварии в виде таблицы, содержащей основные этапы и соответствующие моменты времени.

15.6.2. Результаты расчетного анализа

15.6.2.1. Изменение теплогидравлических параметров в контурах РУ.

Для всех запроектных аварий из составленного перечня приводить описание теплогидравлических процессов, происходящих в первом и втором контурах РУ. Объем представляемой информации должен охватывать параметры и начальные условия, минимальный и примерный перечень которых приведен в приложении 15-2:

1. Мощность реактора.

2. Характеристики тепловых потоков.

3. Изменение давления в контурах в аварийном переходном процессе.

4. Изменение температуры теплоносителя, оболочек ТВЭЛ и топлива в элементах активной зоны.

5. Расходы теплоносителя в реакторе и петлях.

6. Параметры теплоносителя первого контура на входе и выходе наиболее теплонапряженных каналов активной зоны.

7. Теплотехнические характеристики топлива.

8. Параметры теплоносителя второго контура.

9. Расход теплоносителя в различных системах, оказывающих влияние на развитие аварийного переходного процесса.

10. Масса (доля) циркония, прореагировавшего с водяным паром в активной зоне.

11. Выход водорода из активной зоны и первого контура.

12. Расход и энтальпия теплоносителя, истекающего из контура.

15.6.2.2. Изменение параметров в помещениях защитной оболочки.

Для запроектных аварий, сопровождающихся выходом теплоносителя и/или материалов активной зоны из первого контура в защитную оболочку, описывать теплогидравлические процессы, происходящие в помещениях защитной оболочки. Объем представляемой информации должен охватывать, как минимум, следующие параметры:

1. Давление в помещениях.

2. Характеристики тепловых потоков.

15.6.2.3. Взаимодействие расплавленного топлива с бетоном. Теплогидравлические процессы в ловушке топлива.

Для запроектных аварий, сопровождающихся расплавлением и выпадением материалов активной зоны из корпуса реактора в защитную оболочку, описывать теплогидравлические процессы, происходящие в шахте реактора или ловушке топлива, если таковая предусмотрена в проекте. Объем представляемой информации должен охватывать, по меньшей мере следующие параметры:

1. Изменение агрегатного состояния компонентов расплава.

2. Изменение температуры расплава и бетона шахты или конструктивных элементов ловушки.

3. Характеристики тепловых потоков.

4. Характеристики работы охлаждающих систем ловушки.

5. Изменение конфигурации шахты вследствие разрушения бетона.

6. Изменение толщины фундаментной плиты реакторного отделения в месте расположения расплава топлива.

7. Масса (доля) циркония и других металлов, прореагировавших с водяным паром.

8. Характеристики паровых взрывов (выделяемая энергия, параметры ударных волн, воздействующих на корпус реактора и другие конструкции РУ и защитной оболочки).

15.6.2.4. Выход и распространение радиоактивных продуктов.

Должны подробно описываться процессы переноса продуктов деления в помещениях защитной оболочки с представлением информации об условиях и параметрах, приведенных в приложениях 15-4 и 15-5, а также по:

1. Накоплению продуктов деления под оболочками ТВЭЛ и в топливе на момент аварии.

2. Теплофизическим характеристикам атмосферы и внутренних поверхностей технологических помещений вдоль пути прохождения продуктов деления.

3. Утечке продуктов деления из разогреваемого и плавящегося топлива и первого контура в зависимости от времени.

4. Утечке продуктов деления при взаимодействии расплавленного топлива с бетоном шахты реактора в зависимости от времени.

5. Характеристикам протекания основных процессов переноса и осаждения продуктов деления в контурах и технологических помещениях РУ с учетом перехода из одной фазы в другую, из одной физико-химической формы в другую и утечки продуктов деления в окружающую среду.

15.6.3. Меры по управлению запроектными авариями

15.6.3.1. Оперативные цели безопасности.

Для каждого уровня тяжести запроектной аварии формулировать оперативные цели безопасности, т.е. цели, к достижению которых оперативный персонал АС должен стремиться в данных условиях, чтобы предотвращать или прекращать дальнейшее развитие повреждений оборудования и/или СВБ, либо ограничивать выбросы радиоактивных материалов в окружающую среду.

15.6.3.2. Признаки состояния объекта, критерии возникновения и развития запроектной аварии.

На основе выполненных расчетных анализов запроектных аварий формулировать признаки состояния объекта и устанавливать критерии, с помощью которых, используя признаки состояния, может быть определен факт возникновения запроектной аварии и может быть прослежено ее развитие по соответствующим уровням тяжести.

15.6.3.3. Системы и оборудование, которые могут быть задействованы для достижения целей безопасности и ограничения последствий аварий.

Выявлять все технические системы АС (включая системы, не относящиеся к обеспечению безопасности), которые могут быть задействованы, возможно не по проектному назначению и не в проектных режимах работы, для достижения оперативных целей безопасности и ограничения последствий аварии на каждом уровне ее тяжести. Прорабатывать вопросы дублирования систем, выполняющих одну и ту же функцию. Описывать возможности использования материалов и оборудования, расположенных на соседних энергоблоках, а также за пределами промплощадки АС, намечать средства их доставки.

15.6.3.4. Критерии успешности корректирующих действий.

Формулировать критерии успеха действий персонала по достижению оперативных целей безопасности на каждом уровне тяжести аварий. Определять выражение этих критериев через признаки состояния.

15.6.3.5. Анализ объема информации о состоянии объекта, доступной оперативному персоналу в процессе развития аварии.

Определять объем информации, требуемый для отслеживания признаков состояния объекта, установления уровней тяжести аварии, управления требуемыми техническими системами, оценки успешности действий по управлению запроектными авариями, технические средства и способы, позволяющие получать эту информацию в прогнозируемых условиях. При необходимости выполнения косвенной оценки требуемых параметров представлять методы такой оценки.

15.6.3.6. Стратегия корректирующих действий.

Описывать стратегию корректирующих действий персонала в условиях запроектной аварии, направленных на достижение целей безопасности на всех возможных уровнях тяжести аварии.

15.6.4. Оценка эффективности предлагаемых мер по управлению запроектными авариями

Расчетным путем показывать, что реализация запланированной стратегии корректирующих действий в условиях запроектной аварии, обусловленной проявлением любого из выявленных уязвимых мест на всех возможных уровнях тяжести аварии, обеспечивает либо прерывание развития аварийных процессов, либо существенно смягчает последствия аварии.

На основе приведенного в разделе 6 материала делать выводы о возможностях и эффективности разработанных мер по управлению запроектными авариями.

Откройте актуальную версию документа прямо сейчас или получите полный доступ к системе ГАРАНТ на 3 дня бесплатно!

Если вы являетесь пользователем интернет-версии системы ГАРАНТ, вы можете открыть этот документ прямо сейчас или запросить по Горячей линии в системе.

Источник