Родионов Андрей Николаевич. Учет влияния эффектов старения систем конструкций и компонентов АЭС в вероятностном анализе безопасности

brief description

Родионов Андрей Николаевич. Учет влияния эффектов старения систем конструкций и компонентов АЭС в вероятностном анализе безопасности : диссертация ... кандидата технических наук : 05.14.03 / Родионов Андрей Николаевич; [Место защиты: Обн. гос. техн. ун-т атом. энергетики].- Обнинск, 2009.- 214 с.: ил. РГБ ОД, 61 09-5/1749

Федеральное агентство по образованию
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального
образования Обнинский государственный технический университет
атомной энергетики
Институт Энергии Объединенного Исследовательского Центра при
Европейской Коммиссии (Europeen Commission Joint Research Centre
Institute for Energy)
На правах рукописи
Родионов Андрей Николаевич
Учет влияния эффектов старения систем конструкций и компонентов АЭС в
вероятностном анализе безопасности
Специальность
05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и
вывод из эксплуатации
Диссертация
на соискание ученой степени кандидата технических наук
доктор технических наук, профессор А.В. Антонов
Обнинск- 2009 
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ 4
1 ОБЗОР СОСТОЯНИЯ НИР И ПРАКТИКИ ПРИМЕНЕНИЯ ВАБ
ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ СТАРЕНИЕМ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС 12
1.1 НИР по количественной оценке влияния эффектов старения на риск при
эксплуатации АЭС (US NRC, IRSN, CNSC, KAERI, ЕС JRC IE) 12
1.2 Текущее состояние учета старения в моделях ВАБ 15
* ' /
1.3 Методы и подходы для учета старения активных элементов в ВАБ .. .17
1.4 Наличие и представительность данных по надежности 28
1.5 Учет старения в моделях ВАБ 36
1.6 Выводы 38
2 РАЗРАБОТКА МЕТОДОЛОГИИ И ПРОЦЕДУРЫ УЧЕТА В
МОДЕЛЯХ ВАБ УРОВНЯ 1 ЭФФЕКТОВ СТАРЕНИЯ СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ АЭС 42
2.1 Общая постановка задачи 42
2.2 Процедура качественного анализа влияния старения на
функционирование СКК 45
2.3 Алгоритмы статистической оценки тренда старения параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС
56
2.4 Модели надежности, учитывающие старение СКК, и методы оценки
показателей надежности, для последующего учета этих моделей в ВАБ 65
2.5 Процедура расчета риска плавления активной зоны реактора (ВАБ
уровня 1 79
2.6 Выводы 80
з
З ОПИСАНИЕ И ХАРАКТЕРИСТИКИ ОБЪЕКТОВ ИССЛЕДОВАНИЯ
82
3.1 Определение исследуемых объектов 82
3.2 Компоненты технологических систем безопасности 83
3.3 Система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения 87
3.4 Модель ВАБ для исходного события «большая течь из первого контура»
96
3.5 Выводы 101
4 РЕЗУЛЬТАТЫ УЧЕТА В МОДЕЛЯХ ВАБ УРОВНЯ 1 ЭФФЕКТОВ СТАРЕНИЯ СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ АЭС 103
4.1 Качественный анализ эффектов старения, стратегии технического
обслуживания и типов отказов электроприводной запорной арматуры системы аварийной подпитки 103
4.2 Оценка тренда старения параметров надежности, с учетом специфики
данных по надежности оборудования АЭС 108
4.3 Влияние эффектов старения на неготовность системы безопасности и
частоту плавления активной зоны 112
4.4 Выводы 127
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 129
ЛИТЕРАТУРА 133
Приложение 1 146
Приложение 2 158
Приложение 3 159
Приложение 4 182
Приложение 5 183
Приложение 6 184
Приложение 7 197
ВВЕДЕНИЕ
Согласно данным МАГАТЭ, по профилю выработанного календарного ресурса энергогенерирующих блоков АЭС [1], в настоящее время в эксплуатации находятся 115 блоков проработавших от 30 до 40 лет и 213 блоков, возраст которых находится между 20 и 30 годами, рис. 1. Суммарно эти блоки представляют около трех четвертей от 438 эксплуатирующихся в мире блоков АЭС.
Все больше и больше эксплуатирующих организаций ориентируются сегодня на продление проектного срока службы АЭС. В США, например, к июню 2006, около половины действующих блоков продлили или были в процессе продления лицензии на эксплуатацию с 40 до 60 лет [2].
Number of Operating Reactors by Age
(as of 26 of June 2007)

Рис.1. Распределение количества действующих энергоблоков АЭС в зависимости от времени в эксплуатации

Это означает, что в ближайшие десять лет управление старением и продление срока службы будут ключевыми вопросами, связанными с анализом безопасности АЭС.
Одним из обязательных элементов анализа безопасности АЭС является вероятностный анализ безопасности (ВАБ) [3, 4]. За последние десять- пятнадцать лет вероятностный анализ был проведен для подавляющего большинства работающих и проектируемых энергоблоков в Европе [6, 7, 8, 9, 10, 11] и России [12, 13], методология ВАБ стандартизирована на уровне
инженерно-технических руководств [5, 14, 15] и согласована с национальными регулирующими органами. Такое состояние дел позволяет расширять области практического применения ВАБ при решении актуальных задач обоснования безопасности [16, 17, 18].
Необходимость учета эффектов старения в ВАБ обусловлена требованием соответствия АЭС целям безопасности на протяжении всего жизненного цикла установки (включая и период эксплуатации сверх первоначально установленного проектом ресурса). Руководство МАГАТЭ (INSAG-12) [19] формулирует следующие цели безопасности в вероятностных терминах :
“Для существующих АЭС, соответствующих техническим целям безопасности, частота реализации события с серьезным повреждением активной зоны реактора должна быть ниже 1СҐ событий за год эксплуатации. Управление тялселыми авариями и меры, направленные на предотвращение критических последствий, должны снижать, как минимум, в 10 раз вероятность больших выбросов радиоактивных продуктов за пределы площадки АЭС. ”
Дополнительный стимул для учета эффектов старения в ВАБ является общемировая тенденция к использованию риск-информированного подхода при регулировании, в котором методы и результаты ВАБ играют ключевую роль при принятии решений, Рис.2, [20].

Рис.2. Основные элементы процесса принятия решений при риск-
информированном подходе

Возможное воздействие феноменов старения на надежность систем, конструкций и компонентов (СКК), равно как и на глобальный уровень безопасности блока, можно проиллюстрировать с помощью диаграммы «Риск — Барьер - Мишень», Рис. 3.
РИСК БАРЬЕР МИШЕНЬ

Рис. 3. Влияние старения на надежность и безопасность СКК и АЭС

В настоящее время, старение СКК является предметом анализа в следующих программах :
• Периодическая переоценка безопасности,
• Управление старением,
• Оптимизация ТО и ремонтов,
• Продление срока службы АЭС.
Для выполнения этих программ разработаны национальные и интернациональные стандарты и руководства [21 - 25], но все они базируются на детерминистском подходе и предлагают лишь очень ограниченное применение вероятностных подходов.
Тем не менее, ВАБ, как инструмент анализа безопасности, может и должен быть интегрирован в программы связанные с оценкой эффектов старения, для того, чтобы дополнить и расширить процедуру определения и приоритизации проблем, связанных со старением и, как следствие, для оптимизации деятельности по управлению старением.
Следующие вопросы, связанные с применением ВАБ для оценки эффектов старения, требуют исследования и анализа :
• Применим ли вероятностный подход к оценке старения?
• Насколько адекватно модель ВАБ может отражать основные проблемы, связанные со старением СКК?
• Требуется ли пересмотр основных допущений и модификация модели ВАБ в случае применения вероятностного подхода при риск- информированном принятии решений ?
• Какие исходные данные необходимы для учета старения в ВАБ, какие имеются в наличии и насколько они представительны ?
Данная работа представляет результаты исследований и практического применения вероятностных методов при оценке программ управления старением АЭС.
Задачи исследования
Задачей работы является разработка методологии и процедуры учета в моделях ВАБ уровня 1 эффектов старения систем и оборудования АЭС. Объектами исследования являются :
• Принципы и методы разработки ВАБ уровня 1 энергоблоков с легководными реакторами под давлением (PWR);
• системы и оборудование, учитываемые в модели ВАБ уровня 1;
• расчетная программа для оценки риска RiskSpectrum;
• данные по надежности оборудования;
• статистические методы оценки надежности оборудования с учетом старения.
Цели исследования
Целью работы является демонстрация и обоснование применимости вероятностных подходов при анализе безопасности стареющих блоков АЭС, а также определение условий и границ применения принципов и методов расчета и результатов ВАБ уровня 1 с учетом эффектов старения.
Гуанины исследования
В данной работе использованы термины и определения, приведенные в [14, 26].
Под «старением» понимается общий процесс, при котором характеристики СКК постепенно изменяются со временем или в результате использования.
Предлагаемые методы, алгоритмы и процедуры применимы, в основном, для активных компонентов систем важных для безопасности (СВБ) при наличии качественных статистических данных по надежности, полученных из опыта эксплуатации. Методы расчета надежности могут применяться как для расчета частот ИСА (относительно частые события, типа, переходных процессов с нарушением теплообмена и т.п.), так и для расчетов неготовности функций/систем безопасности.
Демонстрационные расчеты проведены с использованием модели ВАБ уровня 1 для реакторов типа PWR для внутренних исходных событий и учитывающих состояния «реактор на мощности» и «горячий останов».
Научная новизна
Основным научным достижением работы является разработка комплексного подхода для оценки влияния старения активных компонентов систем безопасности на глобальный уровень безопасности, используя инструмент ВАБ, который включает следующие шаги :
• Отбор СКК, чувствительных к старению для учета в ВАБ,
• Разработка методов расчета надежности компонентов как функций от времени на основании данных, полученных из опыта эксплуатации,
• Учет в моделях ВАБ методов и процедур расчета надежности оборудования и анализ риска как функции от возраста блока.
В рамках разработанного комплексного подхода следующие элементы обладают признаками научной новизны :
• Впервые предложен и проработан до уровня инженерной процедуры метод качественного анализа влияния эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов компонента на работоспособность систем, анализируемых в ВАБ;
• Впервые предложен и апробирован метод «двух ячеек» для анализа тренда параметра потока отказов;
• Впервые предложено использование метода инверсий для анализа тренда параметра потока отказов для исходных данных, цензурированных на интервале, справа и слева;
• Впервые предложена процедура использования обобщенной регрессионной линейной модели для расчета показателей надежности СКК, включающая проверку нескольких альтернативных моделей, выбор наиболее достоверной, расчет показателей модели, проведение анализа наличия/отсутствия тренда параметра потока отказов и оценку неопределенностей интерполяции (параметров) и экстраполяции во времени функции параметра потока отказов;
• Впервые предложен и апробирован алгоритм оценки риска как функции возраста блока для модели ВАБ уровня 1 реактора PWR с использованием расчетного кода RiskSpectrum.
Практическая значимость
1. Разработанные теоретические модели доведены до инженерных методик, использованных при выполнении анализа рисков при эксплуатации PWR в рамках экспертизы программ по управлению процессами старения оборудования на АЭС Франции; при определении СКК важных с точки зрения риска и чувствительных к эффектам старения на исследовательском реакторе TRIGA, Румыния; при подготовке отчета по переоценке безопасности АЭС Гозген, Швейцария.
2. Применение результатов диссертационного исследования позволи-
і
ло обосновать ряд мероприятий по повышению безопасности энергоблоков PWR 900 МВт.
3. Методические положения, разработанные при выполнении работы, использованы при создании Институтом Энергии (ЕС JRC IE) руководств и методических документов по учету эффектов старения в ВАБ.
Основные положения, выдвинутые автором на защиту:
1. Процедуры качественного анализа влияния старения, стратегии техниче¬ского обслуживания итипов отказов на качество функционирования СКК.
2. Алгоритмы статистической оценки тренда параметров надежности, с уче¬том специфики данных по надежности оборудования АЭС, основанные на использовании обобщенных регрессионных моделей.
3. Модели надежности, учитывающие старение СКК, и методы оценки пока-зателей надежности, для использования в моделях ВАБ, которые позволяют обоснованно подходить к переоценке безопасности и разрабатывать меро-приятия по ее повышению для АЭС, длительное время находящихся в экс-плуатации.
4. Алгоритмы расчета риска плавления активной зоны реактора в зависимо¬сти от возраста энергоблока для модели ВАБ уровня 1 с использованием рас¬четного кода RiskSpectrum.
Достоверность научных положений
Достоверность научных положений, полученных результатов и выво¬дов обеспечивается научно-техническим анализом и экспертизой проведен¬ных исследований, выполненных ведущими специалистами международной сети по использованию ВАБ для оценки воздействия старения на безопас¬ность энергетических установок (Ageing PSA Network). Для всего диапазона исследования проводился анализ неопределенностей, как стохастического, так и эпистемического характера. Проведена работа по анализу источников первичных данных. Для наиболее неопределенных данных проводился ана¬лиз чувствительности с целью исследования влияния отдельных параметров на результаты и выводы.
Апробация результатов работы
Предложенные методы и подходы применялись при экспертизе регулирующим органом Франции программы Электрисите де Франс по управлению старением энергоблоков с водой под давлением [27, 28, 29]. Большая работа по апробации методологии проведена в рамках международной сети по использованию ВАБ для оценки воздействия старения на безопасность энергетических установок [30, 31], выполнены и находятся в процессе выполнения пилотные задачи и сравнительные анализы результатов применения методов на различных типах реакторов и СКК [32, 33, 34].
Основные результаты работы докладывались на международных конференциях и семинарах [29, 31, 35, 36, 37, 38, 39, 41]
Кроме того, в целях обсуждения и обмена результатами применения подходов Ageing PSA Network организовываются ежегодные семинары и курсы повышения квалификации [42, 43, 44, 45].
Публикации
Основные результаты диссертации опубликованы в 14 работах, в том числе 3 статьи в научно-технических журналах [46, 47, 48], 10 публикаций в сборниках трудов конференций и семинаров [29, 31, 35, 36, 38, 39, 40, 41, 50, 51], и 1 учебно-методическое руководство [49].
Кроме того результаты диссертации представлены в 8 научно¬технических отчётах [30, 31, 32, 33, 43, 48, 52, 53].

bibliography

1. На примерах анализа, как объектов моделирования (компоненты, системы), так и моделей объектов (модели надежности компонентов, систем, ВАБ) были продемонстрированы системность, целостность и последовательность подхода, предложенного в данной работе для оценки влияния старения на безопасность энергоблоков АЭС.
2. Показана практическая применимость методов для решения основных задач и, в частности :
• качественного анализа на уровне компонентов (продемонстрирован детальный углубленный анализ, позволяющий идентифицировать критические механизмы старения и типы отказов и сделать заключение об эффективности программы техобслуживания и испытаний);
• непараметрических методов оценки тренда параметра потока отказов (показана возможность применения простого, легко реализуемого метода анализа тренда с использованием данных из эксплуатации);
• анализа надежности (неготовности) систем и ВАБ (проиллюстрирована возможность использования для этих целей существующих моделей ВАБ и применения расчетного кода RiskSpectrum).
3. Анализ применения предложенных методов и процедур позволяет сформулировать следующие рекомендации :
• качественный анализ является мультидисциплинарным и весьма трудозатратным, поэтому его применение для определения перечня компонентов, чувствительных к эффектам старения, можно рекомендовать в сочетании (в дополнение) с анализом значимости с точки зрения риска и анализом тренда параметра потока отказов,
• для проведения анализа надежности компонентов, с использованием статистических данных из опыта эксплуатации (анализ тренда, выбор модели надежности), можно использовать данные по надежности, собранные и обработанные в рамках выполнения ВАБ, набор которых должен быть дополнен новыми категориями данных. В связи с этим необходимо улучшать существующие системы сбора данных по надежности;
• результаты расчетов показывают возможность изменения со временем, как абсолютных, так и относительных характеристик риска. Поскольку ЧПАЗ, неготовность системы и компонента, факторы значимости риска, - широко используются в качестве критериев при приоритизации и оптимизации задач, возникающих при эксплуатации, техобслуживании и проектировании АЭС, игнорирование учета эффектов старения может привести к ошибкам при принятии решений. Как следствие, можно рекомендовать применение методов, изложенных в данной работе, для учета эффектов старения в анализе надежности и риска.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
1. В работе проведено исследование возможного воздействия старения систем, конструкций и компонентов АЭС, важных для безопасности, на надежность (готовность) систем и функций безопасности, равно как и на глобальный уровень безопасности блока.
2. Разработаны методология и процедуры анализа и учета старения активных компонентов СБ и СВБ в моделях ВАБ уровня 1. Предложенный подход включает четыре основных подзадачи :
1) Проведение качественного анализа эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов компонента на работоспособность систем, моделируемых в ВАБ.
2) Выбор компонентов и типов отказов для детального моделирования в ВАБ на основании результатов качественного анализа влияния старения на функционирование СКК, оценки важности компонента с точки зрения риска и анализа тренда потока отказов, с использованием статистических данных из опыта эксплуатации.
3) Выбор моделей и расчет показателей надежности компонентов, формирование набора исходных данных для модели ВАБ.
4) Оценка риска как функции возраста блока, анализ вкладчиков и анализ значимости.
3. Для каждой из подзадач разработана подробная процедура выполнения, а именно:
• процедура качественного анализа влияния старения на функционирование
СКК;
• алгоритмы статистической оценки тренда старения параметров
надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования
АЭС;
• процедура выбора модели надежности, учитывающей старение СКК, и методы оценки показателей надежности, для последующего учета этих моделей в ВАБ;
• алгоритмы расчета риска плавления активной зоны реактора.
4. Методы и подходы, предложенные для решения поставленной задачи, содержат новые элементы анализа, отличающие их от используемых традиционных подходов (качественный анализ влияния старения на функционирование СКК, выбор модели надежности, алгоритм расчета риска плавления активной зоны), либо используют известные аналитические методы адаптированные с учетом специфики имеющихся исходных данных (анализ тренда).
5. Практическая применимость предложенных подходов была продемонстрирована на примерах, учитывающих три уровня моделирования
• компонент технологической системы безопасности,
• система безопасности,
• модель ВАБ для определенной группы исходных событий.
В качестве демонстрационных примеров были выбраны следующие элементы:
• электроприводная запорная арматура системы аварийной подпитки высокого давления (качественный анализ),
• датчики системы контроля и управления (количественный анализ),
• система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения (спринклерная система),
• модели деревьев событий для аварий с потерей теплоносителя первого контура при разрыве трубопроводов большого диаметра (большая течь).
6. Показана практическая применимость методов для решения основных задач, и в частности :
• продемонстрирован детальный углубленный анализ, позволяющий идентифицировать критические механизмы старения и типы отказов и сделать заключение об эффективности программы техобслуживания и испытаний (качественный анализа влияния старения на функционирование СКК);
• показана возможность применения простого, легко реализуемого метода анализа тренда с использованием данных из эксплуатации (метод инверсий);
• проиллюстрирована возможность использования для этих целей существующих моделей ВАБ и применения расчетного кода RiskSpectrum.
7. Анализ применения предложенных методов и процедур позволяет
сформулировать следующие рекомендации :
• качественный анализ является мультидисциплинарным и весьма трудозатратным, поэтому его применение для определения перечня компонентов, чувствительных к эффектам старения, можно рекомендовать в сочетании (в дополнение) с анализом значимости с точки зрения риска и анализом тренда параметра потока отказов,
• для проведения анализа надежности компонентов с использованием статистических данных из опыта эксплуатации (анализ тренда, выбор модели надежности), можно использовать данные по надежности, собранные и обработанные в рамках выполнения ВАБ, набор которых должен быть дополнен новыми категориями данных. В связи с этим необходимо улучшать существующие системы сбора данных по надежности;
• результаты расчетов показывают возможность изменения со временем, как абсолютных, так и относительных характеристик риска. Поскольку ЧПАЗ, неготовность системы и компонента, факторы значимости риска, - широко используются в качестве критериев при приоритизации и оптимизации задач, возникающих при эксплуатации, техобслуживании и проектировании АЭС, игнорирование учета эффектов старения может привести к ошибкам при принятии решений. Как следствие, можно
рекомендовать применение методов изложенных в данной работе для учета эффектов старения в анализе надежности и риска