Файл: Клемин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов.pdf

ве формулы (7.29) нетрудно подсчитать необходимую степень фор­ сирования. Так, из уравнения

Иными словами, для сокращения длительности испытания в К раз необходимо увеличить средний уровень воздействия в К раз. Увле­ каться большой степенью форсирования не стоит, поскольку при этом могут возникнуть какие-то новые побочные процессы в изделии, которые в обычных условиях отсутствуют и которые, следователь­ но, приведут к более быстрому отказу изделия в испытании при

Разумеется, последнее утверждение справедливо при условии, что рассматриваемое воздействие х является доминирующим, огра­ ничивающим надежность изделия, т. е. в нормальных условиях при более длительной работе изделия его надежность ограничи­ вается в основном только воздействием x-t, а не другими фактора­ ми, связанными с длительной эксплуатацией изделия и независящи­

Тогда разумно с запасом в формулы (7.29) и (7.31) в качестве х подставить л ' м а к 0 , разумеется, в каждом случае нужен конкретный подход. В качестве примеров применения изложенного подхода к проведению ускоренных испытаний можно привести испытание корпуса реактора, доминирующим воздействием х (t) для которого часто является поток излучения из активной зоны, и испытание за­ пирающего гидравлического устройства (клапана) при доминирую­ щем воздействии, например числе закрытий клапана в единицу вре­ мени.

В заключение заметим, что иногда на практике бывает трудно гарантировать, что выбранное воздействие х является действитель­ но доминирующим (единственно определяющим ресурс). В этих условиях все равно полезно проведение ускоренных испытаний, так

как они дают возможность быстро оценить надежность изделия, по крайней мере по отношению к этому фактору. В результате можно будет утверждать, что отказов изделия из-за фактора х в течение за­ данного времени не будет.

Г л а в a S.

О Ц Е Н К А Р А Д И А Ц И О Н Н О Й Б Е З О П А С Н О С Т И А Э С

§ 8.1. Общие соображения по методу расчета

Радиационная безопасность АЭС — это ее свойство обеспечи­ вать безопасные радиационные условия (в пределах установленных санитарных норм) для обслуживающего персонала и окружающего населения в период нормальной эксплуатации АЭС и в аварийных ситуациях. Размещение АЭС на плотно населенных территориях предъявляет высокие требования к ее безопасности, а также предпо­ лагает соответствующее развитие инженерных методов, позволяю­ щих численно обосновывать и прогнозировать уровень безопасности АЭС на этапе ее проектирования. Исследование безопасности АЭС немыслимо без анализа вероятностей возникновения отказов ее оборудования. В расчетах безопасности должны учитываться толь­ ко те отказы оборудования, которые могут привести к возникнове­ нию радиационной опасности; при оценке надежности имеют дело с более широким кругом отказов. В настоящее время еще нет обще­ принятого подхода к оценке безопасности [70].

Нестатистический (предельный) метод. Достаточно простая (но приближенная) методика оценки безопасности основывается на концепции п р е д е л ь н о в о з м о ж н о г о с о б ы т и я —

Если анализом будет показано, что доза облучения при такой ава­ рии меньше некоторого допустимого значения, то считается, что реакторная установка удовлетворяет требованиям безопасности. Недостатки метода ПВС легко видеть на следующем примере. Пусть имеются две одинаковые реакторные установки, единственным раз­ личием которых является более надежная система аварийного ох­ лаждения в одной из них. Допустим, предельно возможным собы­ тием для этих двух установок является потеря теплоносителя вслед­ ствие разрыва первого контура и последующий отказ системы ава­ рийного охлаждения. Величина выброса радиоактивного вещества в случае такого события, как легко понять, одинакова для обеих реакторных установок, но вероятность такого выброса в установке с более надежной системой аварийного охлаждения меньше. Однако метод ПВС не различает эти установки между собой по безопасности. Он также полностью игнорирует частоту (вероятность) возникнове­ ния предельно возможного события: раз в 10 лет или раз в год — для него это безразлично.

Вероятностный метод. Отмеченных недостатков лишена вероят­ ностная методика оценки радиационной безопасности АЭС. Вероят­ ностный подход представляется более разумным и логичным еще и потому, что он устраняет элементы субъективизма, неизбежно при­ сутствующие при разделении всех аварийных ситуаций на вероят­ ные и невероятные, принимая во внимание все возможные случаи.

В настоящей главе предпринята попытка изложить возможную методику оценки радиационной безопасности АЭС, базирующуюся на вероятностно-статистическом подходе. В последнее время такой подход получил распространение, например, в Англии, ФРГ, США, Канаде. Разумеется, что предлагаемый вариант не претендует на роль единственно возможной и окончательной редакции инженер­ ной методики расчета безопасности АЭС. Тем более, что отдельные данные, которые предполагается использовать в соответствии с мето­ дом, заимствуются из зарубежных источников и перенос их на наши условия должен осуществляться с известной осторожностью. Изла­ гаемую методику следует рассматривать как пример логически за­ вершенного количественного подхода к оценке безопасности АЭС. Подобный подход может явиться основой для разработки унифи­ цированного инженерного метода расчета.

Оценка радиационной безопасности АЭС по вероятностной мето­ дике включает в себя следующие этапы:

1)определение вероятностей аварийных ситуаций и их послед­ ствий в виде выбросов радиоактивного вещества в атмосферу;

2)расчет распространения радиоактивных веществ в окружаю­ щей АЭС среде и оценка доз облучения населения;

3)расчет риска для населения,' проживающего в окрестности АЭС, от аварийных выбросов радиоактивного вещества (с учетом особенностей его распространения от места выброса до населенного пункта);

4)сопоставление полученных в предыдущем пункте величин рисков с допустимыми рисками и принятие решения относительно •степени радиационной безопасности АЭС.

Основные допущения. Ориентируясь на отечественный опыт и международную практику, при анализе безопасности АЭС будем

ронного, у- и В-излучений, а также источником выбросов радиоак­ тивных веществ, обладающих у-, (5- и а-активностью, в атмосферу и грунтовые воды, может в некоторых аварийных ситуациях пред­ ставлять опасность для здоровья обслуживающего персонала и на­ селения близлежащих районов. Ограничимся рассмотрением той опасности, которую реактор представляет для населения (кстати, только она влияет на выбор места для размещения АЭС).

П. При исследовании воздействия АЭС на окружающее насе­ ление следует различать два рода опасности: при нормальной рабо­ те станции и в аварийных ситуациях, когда в атмосферу выбрасы­ ваются значительные количества радиоактивных продуктов. Как

показывает практика эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС, выбросы при нормальной работе не представляют серьезной опасности для населения по следующим причинам:

1)в процессе проектирования АЭС предусматриваются спе­ циальные системы фильтрации, выдержки и вентиляции, которые позволяют держать количество выбрасываемого радиоактивного ве­ щества ниже некоторого допустимого предела, устанавливаемого санитарными нормами;

2)нормально работающий реактор оказывает меньшее вредное воздействие на здоровье людей и природу, чем электростанции, работающие на органическом топливе, или, например, предприятия химической промышленности [71]. Учитывая все это, будем рассма­ тривать только радиационную безопасность в аварийных условиях.

Такой подход получил наибольшее распространение и за рубежом. I I I . При оценке риска для населения, связанного с выбросом радиоактивного вещества из АЭС, будем учитывать воздействие только радиоактивного изотопа йода 1311 как представляющего наи­ большую опасность для здоровья люден. Обоснованность такого ограничения более удобно и логично рассмотреть ниже, там, где будут обсуждаться вопросы распространения радиоактивных вы­

бросов в окружающей среде.

§8.2. Определение вероятностей аварийных ситуаций

иих последствий в виде выбросов

радиоактивного вещества в атмосферу

Первичные и вторичные отказы. Все оборудование АЭС можно отнести к нескольким основным группам:

1)устройства нормальной эксплуатации: а) реактор (техноло­ гические каналы, твэлы и т. д.); б) тепломеханическое оборудова­ ние (трубопроводы, арматура, насосы, парогенераторы, сепарато­ ры, компенсаторы объема, турбинная, подпиточная и т. д. системы); в) системы контроля и автоматического управления; г) системы электропитания;

2)защитные устройства (системы защиты и аварийного охлаж­ дения);

3)устройства локализации и подавления активности (стрин­ герные устройства, герметичные помещения, фильтры активности, системы выдержки, вентиляционные системы и т.д.).

Вероятностный подход предполагает, что нет абсолютно на­ дежных устройств, поэтому существуют вполне определенные ве­ роятности, что во время эксплуатации будут происходить отказы элементов оборудования АЭС. Конструктивные и эксплуатационные характеристики АЭС таковы, что серьезная авария происходит, как правило, при наложении двух или более отказов. Будем называть отказы первичными, вторичными и т. д. в соответствии с порядком их наступления. Первичные отказы характерны для устройств нор-