авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ  БИБЛИОТЕКА

АВТОРЕФЕРАТЫ КАНДИДАТСКИХ, ДОКТОРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Обеспечение безопасности перегрузки ядерного топлива за счет повышения защищенности транспортно-технологического оборудования

На правах рукописи

СЫРОВ Александр Александрович ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРЕГРУЗКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗА СЧЕТ ПОВЫШЕНИЯ ЗАЩИЩЕННОСТИ ТРАНСПОРТНО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ Специальность 05.26.02 – Безопасность в чрезвычайных ситуациях (энергетика)

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург – 2011 1

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего про фессионального образования "Санкт-Петербургский государственный политехниче ский университет" на кафедре "Управление и защита в чрезвычайных ситуациях" Научный руководитель – доктор техн. наук, профессор Гуменюк Василий Иванович

Официальные оппоненты:

– доктор техн. наук, профессор Федорович Евгений Данилович – доктор техн. наук, ст.науч.сотр. Симановский Юрий Михайлович Ведущая организация – филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Ленинградская атомная станция», г. Сосновый Бор.

Защита диссертации состоится 21 июня 2011 г. в 18-00 на заседании диссертаци онного совета Д 212.229.04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный по литехнический университет" по адресу:

195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, 29, в аудитории 411 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" Автореферат разослан "20" мая 2011 г.

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах про сим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационно го совета.

Факс: (812)-552- E-mail: kg1210@mail.ru

Ученый секретарь диссертационного совета К.А. Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. По мере роста установленных мощностей АЭС все более актуальными становятся вопросы дальнейшего повышения их технико экономических показателей, надежности функционирования, безопасности экс плуатации для населения и окружающей среды. Одним из направлений реше ния этих задач является сокращение времени планово-предупредительных ре монтов, модернизация действующего оборудования, комплексная автоматиза ция 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 дли тельной остановкой и их частичной разборкой. Минимизация длительности пе регрузки топлива может привести к сокращению времени простоя реактора.

Это становится весьма реальным в связи с проведением мероприятий по сни жению времени профилактического ремонта оборудования. При этом следует иметь ввиду, что перегрузка ядерного топлива (ЯТ) является одним из ответст венных этапов эксплуатации АЭС в части соблюдения правил ядерной безопас ности, так как, во-первых, в процессе перегрузки выполняются операции по из менению 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» про водит 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 скоро стей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и, как следствие, переходом на автоматизированные режимы работы.

При этом существенно возрастают требования к системе управления перегру зочным оборудованием в части обеспечения безопасности, т.к. персонал, в силу своих психофизических особенностей, не всегда способен отслеживать быст рые изменения состояния транспортно-технологического оборудования и свое временно принимать решения о возможности продолжения перегрузки.

Таким образом, для сокращения времени перегрузки ЯТ при условии вы полнения требований по безопасности необходимы усовершенствования систе мы 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 харак тера. 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 средства и способы защиты.

Следовательно, одним из направлений совершенствования перегрузочного оборудования в части обеспечения безопасности перегрузки ЯТ является по вышение защищенности транспортно-технологического оборудования от нега тивных 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 по лученных 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 пере грузки ЯТ, что позволяет улучшить экономические показатели перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом.

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

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

Предмет исследования. Закономерности, раскрывающие зависимость за щищенности транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ от структуры перегрузочного оборудования, состава защит и блокировок, надеж ности оборудования и персонала.

Метод исследования. Методы теории систем, теории надежности техни ческих систем, математической статистики.

Научная новизна.

1. Впервые проведена классификация возможных видов повреждения теп ловыделяющих сборок (ТВС) 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 МП от внешних и внутренних факторов.

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

3. Разработана структура и алгоритм работы системы мониторинга безо пасности перегрузи ЯТ, целью которой является обеспечение безопасности пе регрузки ЯТ путем формирования современной постоянно-действующей сис темы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузочно го оборудования.

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

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

Результаты работы были внедрены при выполнении НИР «Научные осно вы 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 эксплуата ции 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 пере грузки ЯТ.

Апробация работы. Материалы диссертационной работы докладывались на I Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрез вычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009), на 13-ой Всероссийской кон ференции по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследова ния и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009), II Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычай ных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XIV Всероссийской конференции «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2010), на международной научно-практической конферен ции «Неделя науки СПбГПУ» (Санкт-Петербург, 2010), на научно практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвы чайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010), на XVIII международной научно практической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и иннова ции в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011), III Всероссийской науч но-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2011), на XV Всероссийской конференции «Фундаменталь ные 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 защищенно сти транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ и разработана методика обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защи щенности транспортно-технологического оборудования.

Публикации по теме диссертации. По результатам выполненных иссле дований опубликовано 15 печатных работ, четыре из них в изданиях, рекомен дованных ВАК.

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

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформулирова ны цели и задачи работы, научная новизна и практическая ценность получен ных результатов.

В первой главе дано описание транспортно-технологического оборудова ния, выполняющего перегрузку ЯТ на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР, приведено описание процесса перегрузки ЯТ и рассмотрены возможные направления обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

В процессе эксплуатации АЭС с реакторными установками типа ВВЭР пе регрузка ЯТ осуществляется посредством многофункционального, роботизиро ванного комплекса-манипулятора (рис. 1) – машины для перегрузки ЯТ (МП).

МП состоит из моста, тележки, рабочей штанги, захвата для ТВС, захвата для кластера и телевизионной штанги.

Особенности конструкции МП определены условиями безопасности вы полнения перегрузочных работ на открытом реакторе и необходимостью реали зации технологического цикла перегрузки ЯТ, состоящего из элементарных операционных манипуляций, выполняемых в строгой логической последова тельности в условиях ограниченного пространства зоны обслуживания реакто ра.

Управление процессом перегрузки осуществляется системой управления МП, которая выполняет следующие функции:

функцию управления (формирование по заданию персонала управляющих воздействий на исполнительные механизмы МП – двигатели, тормоза);

информационную функцию (предоставление персоналу информации о со стоянии механизмов МП и компонентов системы управления МП);

функцию защит и блокировок (перевод МП в безопасное состояние при от казах оборудования, ошибках персонала, внешних воздействий).

Рис. 1. Машина для перегрузки топлива Современные системы управления оборудованием по перегрузке ЯТ явля ются сложными комплексами электронного и электромеханического оборудо вания, включают в себя несколько самостоятельных подсистем и имеют боль шое количество функциональных связей. Число защит и блокировок, необхо димых для обеспечения безопасного выполнения всех функций системы, может доходить до 100 и более. Система должна работать в различных режимах управления и может быть отнесена к разряду структурно-сложных систем.

Особенности технологии перегрузки ЯТ в условиях АЭС наиболее полно нашли сво отражение в работах А.И. Шиянова и М.В. Максимова.

Перегрузка топлива на современных реакторах ВВЭР осуществляется один раз в год, для чего останавливается реактор и производится открытие герме тичной крышки реактора.

Последовательность перегрузочных операций предусматривает много кратное чередование операций выгрузки, перестановки и загрузки кассет в ре актор. Эта последовательность задается однозначно, и не может изменяться в ходе перегрузки.

Важными факторами безопасности при проведении перегрузочных опера ций является ограничение скорости транспортировки и ускорений, в зависимо сти от типа перегружаемого изделия. Для предотвращения аварий при транс портировке элементов перегрузки требуется жесткое соблюдение границ пере мещения.

Для предотвращения аварий при вертикальном перемещении захвата ТВС и захвата кластера при приближении к опасным участкам, движение захватов производится на пониженных скоростях с контролем усилия перемещения.

Для ТВС опасными считаются е подъем и опускание при наличии воз можности соприкосновения любой ее боковой поверхности с каким-либо эле ментом зоны перегрузки. Поэтому подъем ТВС от крайнего нижнего положе ния до выхода хвостовика из опасной зоны и опускание между этими уровнями производится на малой скорости и с контролем изменения усилия перемещения кассеты относительно ее веса в свободном состоянии.

Контроль усилия ведется для любых перегружаемых изделий в момент на чала подъема, так как возможно так называемое "прикипание" элементов ак тивной зоны к окружающим конструкциям.

В работе все события, при которых перемещаемые ТВС или ТВС на местах хранения получают нагрузку больше допустимых эксплуатационных нагрузок, называются повреждением ТВС.

Рассматриваемые виды повреждений ТВС показаны на следующей схеме:

Повреждение ТВС Падение ТВС Боковой удар ТВС Растяжение ТВС Изгиб ТВС Скручивание ТВС Падение РШ Рис.2. Рассматриваемые виды повреждений ТВС Предполагается, что при авариях по обслуживанию топлива оболочка ТВЭЛов повреждается в такой степени, что все газовые и летучие продукты ра диоактивного распада попадают в воду бассейна перегрузки. В последующей фазе радиоактивные инертные газы (изотопы криптона и ксенона), а также час тично и изотопы йода попадают в атмосферу зала, что может привести к нару шению пределов безопасной эксплуатации АЭС и возникновению ЧС.

В качестве показателя безопасности перегрузки ЯТ рассматривается веро ятность повреждения ТВС в процессе перегрузки. Вероятностный анализ безо пасности перегрузки ЯТ на существующих АЭС с реакторами типа ВВЭР (ра боты Коробкина В.В., Федосовского М.Е.) показывает, что в настоящее время вероятность повреждения ТВС составляет не более 10-3 на реактор в год, при чем существенный вклад в этот показатель вносят отказы системы управления МП.

Одним из основных путей обеспечения безопасности перегрузки ЯТ явля ется повышение защищенность МП, под которой понимается способность МП предотвращать за счет использования средств и способов защиты повреждения ТВС при перегрузке (и как следствие возникновение ЧС) вследствие отказов компонентов МП, ошибок персонала или внешних воздействий.

Под средствами защиты МП понимаются реализованные в системе управ ления МП защиты и блокировки.

Во второй главе приведены теоретические основы оценки защищенности МП.

Для количественной оценки защищенности МП против инициирующего нарушения ИН m ( m - порядковый номер инициирующего нарушения) предла гается использовать показатель защищенности m, который определяется как вероятность отказа определенного набора защит и блокировок МП, предотвра щающих повреждения ЯТ вследствие инициирующего нарушения ИН m.

Вычисление показателя защищенности МП m удобно выполнять с ис пользованием логико-вероятностных методов анализа надежности и безопасно сти структурно-сложных технических систем (работы Острейковского В.А., Швыряева Ю.В., Бахметьева А.М., Ершова Г.А., Рябинина И.А., Можаева А.С.

др.). Привлекательность логико-вероятностных методов заключается в их чет кости и больших возможностях выявления значимости отдельных элементов в общей структуре технической системы.

Используя терминологию логико-вероятностных методов, показатель за щищенности МП m против инициирующего нарушения ИН m может быть представлен как вероятность истинности события, связанного с отказом опре деленного набора защит и блокировок:

m =P z 1 (1) j jk m где z j – состояние защиты (блокировки), предусмотренной в МП для предот вращения повреждения ТВС вследствие инициирующего нарушения ИН m ( z j =1, если защита (блокировка) находится в работоспособном состоянии и z j =0, если защита (блокировка) отказала);

k m – множество номеров защит (блокировок), предусмотренных в МП для предотвращения ЯТ вследствие ини циирующего нарушения ИН m.

Для вычисления показателя защищенности m необходимо выразить от казы защит и блокировок через отказы компонентов МП и ошибки персонала и привести полученное соотношение к дизъюнктивной нормальной форме (ДНФ). После этого показатель защищенности m может быть вычислен по следующей формуле:

w w m =P z 1 Vm 1 1 (1 p(m )), j i1i i jk i m (2) p( x s ), p(mi ) s gi где p(mi ) – вероятность реализации конъюнктивного одночлена mi x;

s gi s p( xs ) – вероятность события xs (отказа компонента МП или ошибки персона ла);

g i – множество номеров отказов компонентов МП (ошибок персонала), входящих в конъюнктивный одночлен mi.

Формирование ДНФ, выражающей отказ набора защит и блокировок, яв ляется сложной задачей, что связано с тем, что против одного инициирующего нарушения может быть предусмотрено несколько защит или блокировок, отказ каждой из которых выражается через большое число аргументов (отказов ком понентов МП, ошибок персонала). Поэтому для формирования ДНФ и после дующих расчетов предлагается использовать автоматизированные расчетные комплексы анализа надежности и безопасности технических систем, например Risk Spectrum или CRISS.

Если рассматривается отказ компонента МП, то величина p( xs ) вычисля ется как усредненная за время одной перегрузки вероятность отказа:

1T Q (t )dt, p( x s ) (3) T0 f где T – время выполнения одной перегрузки;

Q (t ) – вероятность отказа ком f понента на интервале (0,t).

При этом необходимо учитывать изменение интенсивности отказов ком понентов МП в процессе перегрузки, что связано с изменением режимов рабо ты компонентов и условий их эксплуатации (см. рис. 3):

j n t t1 t2 t3 tn Рис. 3. Зависимость интенсивности отказов компонентов МП от времени В случае, если рассматривается ошибка персонала, то для вычисления ве личины p( xs ), используется соотношение:

1 gj, p( x s ) 1 (4) j mi g j – номинальная вероятность ошибки персонала при выполнении j -го дейст вия, необходимого для успешного выполнения i -ой задачи;

mi - общее число действий необходимых для решения i -ой задачи.

В третьей главе приведена методика обеспечения безопасности перегруз ки ЯТ за счет повышения защищенности МП, структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасности процесса перегрузки ЯТ.

Ниже приведено описание основных этапов предлагаемой методики обес печения безопасности перегрузки ЯТ.

Этап 1. Определение инициирующих нарушений в процессе перегруз ки. Процесс перегрузки ЯТ характеризуется наличием большого числа потен циальных опасных событий (инициирующих нарушений), реализация которых может привести к повреждению ТВС. Это ошибки оперативного и обслужи вающего персонала МП, отказы компонентов МП, нарушения условий эксплуа тации. Основной сложностью учета и анализа всех возможных опасных собы тий при перегрузке ЯТ является тот факт, что на различных участках техноло гического процесса к повреждению ЯТ могут привести разные группы опасных событий.

В качестве примера рассмотрим операцию извлечения ТВС из реактора. На рис. 4 показано положение рабочей штанги МП при сцеплении с ТВС (положе ние справа) и положение рабочей штанги после окончании процесса извлече ния, когда ТВС находится в транспортном положении и готова к перемещению на координаты установки (положение слева). Если при сцеплении с ТВС опера тор выдаст ложную команду на поворот рабочей штанги, то, так как ТВС нахо диться в активной зоне, это приведет к скручиванию топливной сборки. А когда сборка уже находится в транспортном положении, то ложная команды операто ра на поворот рабочей штанги не приведет к повреждению ТВС, так как сборка находиться выше уровня активной зоны и ее повороту ничего не препятствует.

Рис. 4. Положения рабочей штанги МП при извлечении ТВС из реактора Таким образом, для того, чтобы сформировать полный перечень опасных событий, угрожающих целостности ТВС, необходимо отдельное и детальное рассмотрение каждого участка технологического процесса.

В работе показано, что изменение причин и условий повреждения ЯТ свя зано, прежде всего, с тем, что при перегрузке ЯТ изменяется состояние МП, со стояние зоны перегрузки и положение перегружаемого изделия относительно элементов конструкции реактора или БВ. Исходя из этого, был разработан ал горитм деления процесса перегрузки на отдельные участки (базовые интерва лы), на которых остаются неизменными причины и условия повреждения ЯТ.

Предлагаемый алгоритм включает следующие основные этапы:

анализ технологического процесса и выделение участков, на которых оста ется неизменным состояние МП (например, перемещается мост, при этом все остальные механизмы неподвижны);

анализ полученных на предыдущем этапе участков технологического про цесса и выделение таких отрезков процесса перегрузки, на которых остается неизменным положение перемещаемой ТВС относительно элементов конст рукции реактора или БВ (например, ТВС перемещается в реакторе и хвосто вик ТВС находится ниже уровня головок установленных сборок). Получен ные на данном этапе отрезки технологического процесса и есть базовые ин тервалы.

В табл. 1 приведен фрагмент перечня базовых интервалов процесса пере грузки ЯТ на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-440, сформирован ный с использованием предлагаемого алгоритма.

Таблица 1. Фрагмент перечня базовых интервалов процесса перегрузки ЯТ на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР- Операция «Захватывание ТВС» Поворот рабочей штанги (РШ) при сцеплении с ТВС R Операция «Подъем ТС» Вертикальное перемещение РШ с ТВС от гнезда до положения хвостовика R ТВС на 200 мм выше уровня головок установленных сборок Вертикальное перемещение РШ с ТВС от положения хвостовика ТВС на R мм выше уровня головок установленных сборок до транспортного положения Операция «Перемещение моста и тележки с ТВС» Перемещение моста и тележки по реактору, бассейн выдержки, колодцу 1 с R ТВС Перемещение моста через транспортный коридор с ТВС R Далее на каждом базовом интервале определяются все возможные ини циирующие нарушения. Общая классификация инициирующих нарушений, возможность возникновения которых должна быть рассмотрена на каждом ба зовом интервале, приведена на рис. 5.

Инициирующие нарушения Внутренние инициирующие нарушения Внешние инициирующие нарушения Разрушение механизмов машины Потеря электропитания перегружаемой Отказы компонентов оборудования Землятресение машины перегружаемой Ошибки персонала Нарушения зоны перегрузки Нарушения перегружаемых изделий Рис. 5. Классификация инициирующих нарушений при перегрузке ЯТ Этап 2. Анализ защищенности МП по отношению к каждому иниции рующему нарушению. Для каждого инициирующего нарушения определяется набор защит и блокировок МП, предназначенных для предотвращения повре ждения ТВС, и проводится оценка показателей защищенности m. При опре делении наборов защит и блокировок необходимо рассмотреть физические за щитные меры (ловители, упоры и т.д.), защиты (блокировки) системы управле ния МП, защитные действия персонала.

В табл. 2 приведены основные этапы анализа защищенности МП и резуль таты диссертационных исследований по выполнению данных этапов.

Таблица 2. Этапы анализа защищенности МП Этап Результаты диссертационных исследований по выпол нению этапа 1. Анализ компонентов МП, Приведено описание наиболее типовых отказов ком участвующих в реализации за- понентов МП, данные по надежности компонентов щит и блокировок МП 2. Анализ возможных отказов На основе рекомендаций МАГАТЭ, МЭК разработана по общей причине компонентов схема формирования групп отказов по общим причи МП, участвующих в реализации нам на основе факторов общности: конструкции, тех защит и блокировок нологии изготовления и условий эксплуатации. Разра ботаны рекомендации по выбору моделей отказов по общим причинам и параметров моделей 3. Анализ действий персонала В диссертационной работе приведены справочные по обслуживанию МП, ошибки данные по вероятностям ошибок персонала МП при при выполнении которых, мо- выполнении единичных действий, определенные на гут привести к отказу защит и основе данных, приведенных в SHARP, THERP, стати блокировок стических данных по надежности оперативного персо нала, собранные в процессе тренировок на полномас штабных тренажерах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и приве денные в работах Острейковского В.А.

4. Построение графической мо- Разработаны рекомендации по построению графиче дели отказа набора защит и ских моделей отказов средств защиты с использовани блокировок (деревьев отказов) ем программных комплексов Risk Spectrum и CRISS, даны рекомендации по обозначению событий моделей 5. Формирование логической и Разработаны рекомендации по представлению и ана вероятностной модели отказа лизу логических и вероятностных моделей отказов набора защит и блокировок средств защиты Этап 3. Разработка рекомендаций по повышению защищенности МП.

Принципиальный алгоритм обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на основе анализа защищенности МП приведен на рис. 6.

Основными направлениями обеспечения безопасности перегрузки ЯТ за счет повышения защищенности МП, являются:

повышение надежности защит и блокировок;

предотвращение и ограничение последствий ошибок персонала при техни ческом обслуживании МП в части реализации защит и блокировок;

повышение эффективности защит и блокировок за счет изменения аппарат ной или программной реализации, условий срабатывания и т.д.;

введение дополнительных защит и блокировок.

Начало Оценить вероятность повреждения ТВС pi pi=p(IEi)·i вследствие каждого ИН p=1-(1-p1)(1 Оценить вероятности повреждения ТВС в процессе перегрузки p p2)…(1-pn) Сравненить вероятности повреждения ТВС р с требуемым значением pтр.

Да Нет ppтр.

Конец Определить наиболее опасные ИН Разработать рекомендации по повышению защищенности МП по отношению к выделенным ИН Выполнить анализ защищенности МП с учетом внедрения в проект МП разработанных рекомендаций Рис. 6. Блок-схема разработки рекомендаций по обеспечению безопасности перегрузки ЯТ ОАО «Концерн Росэнергоатом» значительное внимание уделяет вопросам повышения эффективности, надежности и безопасности эксплуатации ядерных установок в рамках совершенствования системы управления жизненным цик лом АЭС. Исходя из этого, предлагается проект система аналитического мони торинга безопасности перегрузки ЯТ, целью которой является обеспечения безопасности перегрузки ЯТ путем формирования современной постоянно действующей системы сбора и анализа информации по результатам эксплуата ции перегрузочного оборудования.

Система аналитического мониторинга представляет собой человеко машинную систему, которая обеспечивает сбор информации в определенном формате, создание и заполнение компьютерной базы данных, анализ собран ной информации с оценкой показателей безопасности перегрузки ЯТ и надеж ности перегрузочного оборудования, оценкой тенденций их изменения.

Принципиальная схема системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ приведена на рис 7.

Рассмотрим назначение основных элементов предлагаемой системы мони торинга.

Главная программа Программа для редактирования модели безопасности перегрузки ядерного топлива и настроек системы мониторинга:

Интерфейс ввода Интерфейс вывода данных данных - Определение прав доступа;

- Создание резервных копий;

- Редактирование модели безопасности;

Интерфейс для связи с системой управления - Редактирование экрана оператора.

перегрузочным оборудованием Базы данных Модуль оценки показателей надежности оборудования База по истории База по отказам (персонала) и вероятностей эксплуатации оборудования внешних воздействий оборудования База по ошибкам оператора База по внешним Модуль оценки показателей Модель безопасности База по ремонтам безопасности перегрузки ядерного перегрузки ядерного оборудования воздействиям топлива топлива Рис. 7 Принципиальная схема системы мониторинга безопасности перегрузки ЯТ Главное окно программы предназначено для ввода информации в базу данных, осуществления оперативного поиска информации по определенному набору признаков, отображения результатом оценки надежности оборудования и безопасности процесса перегрузки, разработки отчетной документации. Ввод информации осуществляется вручную (оператором) и автоматически, за счет связи системы мониторинга с системой управления МП.

База данных позволяет накапливать информацию по эксплуатации пере грузочного оборудования.

Модуль оценки надежности оборудования (персонала) и вероятностей внешних воздействий на основе анализа информации от базы данных позволя ет:

автоматически рассчитывать суммарные наработки и количество отказов пе регрузочного оборудования;

проводить автоматизированный расчет показателей надежности перегрузоч ного оборудования на основе опыта эксплуатации (интенсивности отказов, средних наработок на отказ, вероятности отказа на требование, зависимости интенсивности отказов и вероятности безотказной работы от времени);

автоматически проводить оценку надежности персонала;

автоматически строить диаграммы распределений числа отказов однотипно го оборудования по годам эксплуатации и зависимостей интенсивности от казов однотипного оборудования от наработки и диаграммы вероятности безотказной работы.

Для оценки показателей надежности по результатам эксплуатации обору дования используется Байесовский подход, который позволяет уточнить апри орный закон распределение отказов оборудования на основе эксплуатацион ных данных.

Модуль оценки показателей безопасности перегрузки ЯТ использует ре зультаты оценки надежности оборудования (персонала) и вероятностей внеш них воздействий. На основе полученной информации и, используя модель безопасности перегрузки ЯТ, данный модуль оценивает вероятности повреж дения ТВС в процессе перегрузки. Модель безопасности перегрузки ядерного топлива представляет собой функцию, связывающую вероятность поврежде ния ТВС при перегрузке p(S ) с надежностью элементов перегрузочного обору дования, с надежностью обслуживающего и оперативного персонала, с вероят ностью внешних по отношению к технологическому процессу воздействий:

n p( ИН i ) i, p( S ) (5) i где p (S ) – вероятность повреждения ЯТ в процессе перегрузки;

p( ИН i ) – ве роятность инициирующего нарушения ИН i ;

i – показатель защищенности МП по отношению к инициирующему нарушению ИН i ;

n – общее число рас сматриваемых в процессе перегрузки инициирующих нарушений.

Кроме того, данный модуль осуществляет выбор корректирующих мер, реализация которых обеспечит безопасность перегрузки ЯТ.

Предлагаемый порядок обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации перегрузочного оборудования приведен на рис. 8.

В качестве требований по безопасности рассматривается вероятность по вреждения ТВС в процессе перегрузки. Так, согласно финским нормативным документам, вероятность повреждения ТВС не должна превышать 10-3 в год.

Целевая функция управления корректирующими мерами определяется ис ходя из минимизации затрат на реализацию мероприятий по обеспечению безопасности при условии выполнения требований по безопасности.

Эксплуатация перегрузочного оборудования Предоставление База данных информации персоналу Оценка показателей надежности Модель безопасности Оценка показателей перегрузки ЯТ безопасности Требования по Да безопасности выполняются?

Нет Целевая функция управления Выбор корректирующих корректирующими мерами мерам Корректирующ ие меры Рис. 8. Схема обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации перегрузочного оборудования Система мониторинга безопасности позволит поддержать уровень безо пасности перегрузки ЯТ на требуемом уровне и снизить затраты, связанные последствиями повреждения ТВС.

В четвертой главе на основе разработанной методики обеспечения безо пасности перегрузки ЯТ получены научно-технические предложения по совер шенствованию транспортно-технологического оборудования перегрузки ЯТ, которые позволили повысить эффективность выполнения операций перегрузки по оперативным (время выполнения операций) и экономическим (стоимост ным) показателям и обеспечить уровень безопасности, соответствующий до пустимым рискам по возникновению ЧС.

В качестве примера рассматриваются результаты обеспечения безопасно сти перегрузки ЯТ на 5-ом энергоблоке Нововоронежской АЭС при модерниза ции МП.

Перегрузку реактора на 5-ом энергоблоке Нововоронежской АЭС предпо лагается осуществлять в режиме, когда наведение РШ на заданную координату, сцепление с перегружаемым изделием и извлечение его производится в автома тическом режиме, а команда на выполнение каждой следующей операции после выполнения предыдущей выдается оператором.

Например, после наведения МП на заданную координату сцепление с из влекаемым изделием производится после проверки правильности выхода на за данную координату путем сравнения показаний индикаторов перемещения моста и тележки с координатами, указанными в программе загрузки.

Принципиальная структура системы управления МП на 5-ом энергоблоке Нововоронежской АЭС после модернизации приведена на рис. 9.

Оператор Пульт управления Подсистема управления Подсистема защиты Подсистема защиты канал канал Датчики подсистемы Преобразователь управления Двигатель частоты Датчики подсистемы защиты Привод моста Привод тележки Привод рабочей штанги Привод захвата ТВС Привод поворота РШ Рис. 9. Принципиальная схема системы управления МП Выполнение каждой из основных функций системы управления МП (СУМП): функции управления, функции диагностики и функции защит и бло кировок – реализуется отдельными самостоятельными составными частями СУМП и программными средствами.

Функция защит и блокировок реализуется двумя каналами, с применением максимально различной элементной базы для каждого из каналов. Каждый из каналов имеет собственный набор датчиков, достаточный для реализации соот ветствующей функции (защиты или блокировки). Датчики различных каналов работают на разных физических принципах и производятся различными произ водителями.

С целью обеспечения безопасности выполнения перечисленных операций в системе управления должны быть предусмотрены следующие основные груп пы защит и блокировок:

защиты (блокировки), формируемые по положениям механизмов – с исполь зованием сигналов датчиков координат и датчиков положений;

защиты (блокировки), формируемые по усилиям на механизмах – с исполь зованием сигналов датчиков усилий;

защиты (блокировки), формируемые по параметрам движения;

защиты (блокировки), формируемые по параметрам среды перегрузки – с использованием сигналов датчиков внешних систем (датчиков контроля среды перегрузки);

защиты (блокировки), формируемые по результатам диагностирования обо рудования МП и СУМП.

Учитывая наличие двух разных подсистем защит и блокировок, становить ся актуальным вопрос о распределении защит и блокировок между этими под системами и их достаточности для обеспечения безопасности перегрузки ЯТ.

Основные технические решения системы управления выполнены на базе компонентов SIEMENS. На самой машине перегрузочной используются компо ненты фирмы SEW EURODRIVE.

При выполнении анализа процесса перегрузки сформировано более инициирующих нарушений, проведен анализ защищенности МП по отношению к каждому инициирующему нарушению и выполнена оценка безопасности пе регрузки ЯТ. Оценка защищенности МП и вероятностей повреждения ЯТ была выполнена с использованием программного комплекса Risk Spectrum.

В качестве исходных данных по надежности компонентов МП были ис пользованы данные по надежности фирм-производителей оборудования (SIE MENS, SEW EURODRIVE), а также данные по надежности оборудования АЭС собранные МАГАТЭ.

Результаты оценки безопасности перегрузки ЯТ приведены в табл. 3.

Таблица 3. Результат оценки вероятностей повреждения ТВС Повреждение ТВС Вероятность 5,78·10- Падение ТВС 8,61·10- Изгиб ТВС 2,10·10- Сжатие ТВС 1,39·10- Боковой удар ТВС 2,99·10- Скручивание ТВС 6,31·10- Превышение ТВС допустимого уровня 2,59·10- Падение РШ в реактор, БВ или УГ Из табл. 3 видно, что наиболее вероятными видами повреждения ТВС яв ляются «Сжатие ТВС» (2,10·10-4), «Боковой удар ТВС» (1,39·10-4), «Изгиб ТВС» (8,61·10-6).

Большая вероятность сжатия ТВС объясняется плохой защищенностью МП к инициирующим нарушениям, приводящим к ошибке позиционирования моста или тележки при выходе на координаты установки ТВС, что может при вести к тому, что при установке ТВС упрется в соседнею, уже установленную сборку, и сожмет ее.

Сложность повышения защищенности МП против данного инициирующе го нарушения заключается в необходимости ручного ввода в систему управле ния координат всех ячеей реактора и бассейна выдержки и необходимостью контроля промежуточных положений моста (тележки).

Большая вероятность бокового удара и изгиба ТВС связана с плохой за щищенностью МП против инициирующих нарушений, приводящих к ложному перемещению моста (тележки) при извлечении или установки ТВС, что объяс няется большой вероятностью событий приводящих к ложным перемещениям моста (тележки).

Общая вероятность повреждения ТВС составила 3,50·10-4, однако по ре зультатам анализа неопределенности выявлено, что данный показатель может выходить за пределы допустимой зоны (95% квантиль распределения вероятно сти повреждения ТВС равен 1,48·10-3, что больше предельного значения, равно го 10-3). Поэтому было принято решение о внесении дополнительных мер, на правленных на обеспечение безопасности перегрузки ЯТ.

Исходя из анализа наиболее вероятных повреждений ТВС было предложе но внести в проект МП следующие защиты и блокировки:

ввести дополнительные меры, направленные на контроль ошибочных дейст вий оператора с целью уменьшения вероятности сжатия ТВС из-за ошибки позиционирования моста (тележки);

ввести защитную меру подсистемы защит II по запрету перемещения моста (тележки) при нахождении РШ не в транспортном положении с целью уменьшения вероятности изгиба и бокового удара ТВС из-за ложного пере мещения моста (тележки);

ввести защитную меру системы защит II по запрету перемещения моста (те лежки) при сцеплении (расцеплении) с целью уменьшения вероятности из гиба ТВС из-за ложного перемещения моста (тележки);

ввести защитную меру подсистемы защит II по запрету перемещения РШ при уменьшении усилия на тросах РШ с целью уменьшения вероятности сжатия ТВС из-за ошибки позиционирования моста (тележки);

ввести защитную меру подсистемы защит I по запрету перемещения РШ при уменьшении усилия на тросах РШ с целью уменьшения сжатия ТВС из-за ошибки позиционирования моста (тележки).

Результаты оценки вероятностей повреждения ТВС до и после реализации рекомендаций по обеспечению безопасности приведены на рис. 10. Общая ве роятность повреждения ТВС с учетом неопределенности результатов составила – 3,4·10-4.

Таким образом, анализ и оценка защищенности МП на Нововоронежской АЭС при проектировании позволил достигнуть требуемого уровня безопасно сти перегрузки ЯТ при условии использования автоматического режима работы (время одной перестановки ТВС было сокращено с 40 минут до 20 минут), что позволило сократить время перегрузки до 6 суток и получить экономический эффект не менее 16 млн. руб в год.

Рис. 10. Результаты оценки вероятности повреждения ТВС до и после реализации рекомендаций по обеспечению безопасности перегрузки ЯТ ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ Основными результатами выполненных диссертационных исследований являются:

определены виды повреждения ТВС 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 по вышения защищенности МП, позволяющая сформировать рекомендации по повышению защищенности МП, обеспечивающих требуемый уровень безо пасности перегрузки ЯТ;

разработана структура и алгоритм работы системы мониторинга безопасно сти перегрузки ЯТ, целью которой является обеспечения безопасности пере грузки ЯТ путем формирования современной постоянно-действующей сис темы сбора и анализа информации по результатам эксплуатации перегрузоч ного оборудования;

проведена апробация разработанной методики обеспечения безопасности перегрузки ЯТ при решении задач создания и проектирования МП, результа ты которой свидетельствуют об адекватности разработанных моделей ре альным условиям функционирования МП, о существенном технико экономическом эффекте, полученным при использовании разработанной ме тодики.

Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны, теоретической и практической значимости. Апробация полученного научно-методического аппарата обеспечения безопасности перегрузки ЯТ по казала, 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 раз работку научно-методического аппарата обеспечения безопасности перегрузки ЯТ на этапе эксплуатации за счет контроля действий обслуживающего персо нала, состояния оборудования и конструкций МП.

ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ 1. Сыров, А. А. Вероятностный анализ безопасности транспортно технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / А.А. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин // Научно-технические ведомо сти СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98–102. – 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

2. Сыров, А. А. Оценка уязвимости транспортно-технологического оборудова ния перегрузки ядерного топлива / А.А. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин// Информация и космос. 2009. № 4. С. 94–100. – 0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

3. Сыров, А.А. Обеспечение защищенности и минимизация затрат при пере грузке ядерного топлива на АЭС с реакторами типа ВВЭР / А.А. Сыров, В.И.

Гуменюк, Г.Л. Атоян // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2011. № 2.

С. 233–237. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

4. Сыров, А.А. Критерии оценки неблагоприятных последствий радиационных аварий / А.В. Храмов, А.А. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ.

2010. № 2. С. 237–241. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,10 п.л.) 5. Заявка на изобретение «Устройство для мониторинга риска и способ монито ринга риска для использования с объектом атомной энергетики», номер за явки 2010139828.

6. Сыров, А. А. Анализ уязвимости транспортно-технологического оборудования пе регрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин // мате риалы Всерос. науч.-прак. конф. «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009). С. 113–119. – 0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

7. Сыров, А. А. Анализ безопасности оборудования перегрузки активной зоны реак торной установки / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин // материалы Всерос. конф. по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследо вания и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009).

С. 277–284. – 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,3 п.л.).

8. Сыров, А.А. Опыт использования методики анализа безопасности транспортно технологических операций с ядерным топливом/ А.А. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин// материалы Всерос. Научно-практической конфе ренции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010).

С. 517–523. – 0,44 п.л. (в т.ч. автора 0,3 п.л.).

9. Сыров, А.А. Методика анализа безопасности транспортно-технологических опе раций с ядерным топливом /А.А. Сыров, В.И. Гуменюк, М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин// материалы XIV Всероссийской конференции «Фундаментальные ис следования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2010) С. 277–284. – 0,44 п.л. (в т.ч. автора 0,3 п.л.).

10. Сыров, А.А. Метод анализа безопасности технологических процессов / А.А.Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XXXVIII международной научно практической конференции «Неделя науки СПбГПУ»: материалы докладов (Санкт-Петербург, 2010). С. 49. – 0,06 п.л. (в т.ч. автора 0,04 п.л.).

11. Сыров, А.А. Анализ надежности персонала транспортного - технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / А.А.Сыров, В.И. Гуменюк // мате риалы научно-практической конференции «Проблемы управления безопасностью в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2010). С. 89–95. – 0,37 п.л. (в т.ч.

автора 0,15 п.л.).

12. Сыров, А.А. Защищенность транспортно-технологического оборудования пере грузки ядерного топлива / А.А. Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XVIII между народной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные техно логии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011). С. 99–105. – 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

13. Сыров, А.А. Проблемы безопасности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики в инновационной экономике / А.А. Сыров, О.Э. Муратов, М.Н. Тихонов, В.А. Храмов // материалы XVIII международной научно методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011). С. 121–128. – 0,43 п.л. (в т.ч. ав тора 0,20 п.л.).

14. Сыров, А.А. Социальная безопасность малых доз ионизирующих радиаций / А.А.

Сыров, М.Н. Тихонов // материалы XVIII международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2011). С. 130–137. – 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,15 п.л.).

15. Сыров, А.А. Проект системы аналитического мониторинга безопасности перегруз ки ядерного топлива на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР / А.А. Сыров, В.И. Гуменюк // материалы III Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2011). С. 89–94. – 0,3 п.л. (в т.ч. автора 0,12 п.л.).

16. Сыров, А.А. Модели оценки вероятностей отказов по общим причинам / А.А. Сыров, В.И. Гуменюк // материалы XV Всероссийской конференции «Фун даментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2011). С. 127–134. – 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,20 п.л.).



 



Похожие работы:





 
2013 www.netess.ru - «Бесплатная библиотека авторефератов кандидатских и докторских диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.