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

Отдельные данные по отказам сосудов высокого давления при­ водятся также в работе [77] , аналогичные данные по отказам трубо­ проводов — в работах [76, 78, 79] (см. табл. 8.3).

Из данных табл. 8.3 следует, что лишь незначительной части от­ казов трубопроводов* не предшествуют течи. Поэтому, предусмат­ ривая специальные устройства обнаружения течи, можно существен­ но уменьшить вероятность внезапного отказа.

Следует отметить большое значение специальных программ ос­ мотров (предэксплуатационных и текущих) для уменьшения вероят­ ностей внезапных отказов реакторного оборудования. Например, упоминая указанную среднюю цифру параметра потока отказов 1,4-10~4 год- 1 авторы работы [761 утверждают, что 65—75% этих отказов выявляются в результате осмотров. Однако осмотры не исключают полностью возможности серьезного повреждения сосу­ дов высокого давления. Авторы рекомендуют в качестве вероятности такого события 3 - Ю - 6 год"1 (с учетом осуществления программ ос­ мотров). Они считают, что осмотры уменьшают вероятность отказов более чем на порядок. В этой связи характерны также данные ра­ бот [42, 43], приведенные в табл. 8.4.

В работах [42, 43, 73] оценивается безопасность усовершенст­ вованного газоохлаждаемого уран-графитового реактора AGR, тяжеловодиого реактора BLW-250 и быстрого с натриевым охлаж­ дением CFR. В приложении П. 11 приводятся подробные данные по вероятностям отказов элементов и систем этих реакторов, получен­ ные в результате соответствующего инженерного и вероятностного

* С м . с н о с к у на с т р . 166.

П р е д п о л а г а е м ы е в е р о я т н о с т и в н е з а п н о г о и т я ж е л о г о о т к а з о в с т а л ь н ы х

анализа. Эти данные представляют интерес, поскольку в них отра­ жен опыт компетентных английских и американских специалистов в области надежности реакторных систем. Они приводятся в виде вероятностей или частот отказов для основного оборудования за 30-летний срок эксплуатации реактора, а также в виде вероятно­ стей отказа на одно требование для систем аварийной защиты, ава­ рийного охлаждения и т. п.

§8.4. Расчет распространения радиоактивных веществ

вокружающей АЭС среде

Гауссовское распределение концентрации активности. Распро­ странение радиоактивных веществ, выброшенных в атмосферу в ре­ зультате аварии на АЭС, зависит от многих случайных факторов: погодных условий, скорости ветра, величины выброса, его продол­ жительности и т. д. Поскольку расчет безопасности АЭС на этапе ее проектирования связан с предполагаемыми будущими выбросами (причем, естественно, не известно, в каких условиях они будут про­ исходить), ясно, что расчет распространения активности является вероятностной задачей. Ее решение прежде всего опирается на рабо­ ты по атмосферной турбулентной диффузии [80—85]. Применительно

К а т е г о р и и с т а б и л ь н о с т и м е т е о р о л о г и ч е с к и х условий (по П а с к в и л л у )

что, задаваясь определенными погодными условиями (см. табл. 8.5), по упомянутым зависимостям легко найти а,, и а2 , необходимые для расчета интегральной концентрации радиоактивного вещества (8.4) в любой точке (х, у, z) в окрестностях АЭС.

Учет продолжительности выброса. Заметим, что распространение выброшенного в атмосферу одного и того же количества радиоактив­ ного вещества зависит также от продолжительности выброса т. В течение длительных выбросов более вероятны флуктуации на­ правления ветра около среднего направления, поэтому радиоактив­ ное облако может оказаться более размытым. Чтобы учесть это раз­ личие, в работе [88] предлагается следующая классификация выбро­ сов по их длительности: а) кратковременные (short) — длитель­ ностью несколько минут; б) продолжительные (prolonged) — дли­ тельностью до 6 ч; в) непрерывные (continuous) — длительностью несколько дней.

Для расчета во всех этих трех случаях обычно используются одинаковые формулы (8.3), (8.4), однако параметры, характери­ зующие распространение радиоактивного облака (особенно в гори­ зонтальной плоскости в направлении, перпендикулярном направле­ нию ветра) берутся различными. По оценкам Битти [891 проинтегри­ рованная по времени концентрация (8.4) для случая продолжитель­ ного выброса (с возможными изменениями направления ветра в те­ чение выброса) составляет 1/2 от концентрации в случае короткого выброса того же количества радиоактивного вещества.

Для расчета возможного воздействия выбросов радиоактивного вещества из АЭС на население удобно разбить окружающую АЭС местность на секторы с Центром в точке выброса (например, у осно­ вания вентиляционной трубы АЭС). Выберем число секторов 12 (Дер = 30е ). Чтобы получить выражение для концентрации актив­ ности в форме, удобной для проведения практических расчетов,