Методы обоснования безопасности и приемлемости эксплуатации ЯЭУ с учетом программ технического обслуживания и ремонта тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Морозова Ольга Ивановна

  • Морозова Ольга Ивановна
  • кандидат науккандидат наук
  • 2020, ФГАОУ ВО «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»
  • Специальность ВАК РФ05.14.03
  • Количество страниц 175
Морозова Ольга Ивановна. Методы обоснования безопасности и приемлемости эксплуатации ЯЭУ с учетом программ технического обслуживания и ремонта: дис. кандидат наук: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. ФГАОУ ВО «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». 2020. 175 с.

Оглавление диссертации кандидат наук Морозова Ольга Ивановна

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. БЕЗОПАСНОСТЬ ЭБ АС. РИСКИ ОТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭБ АС. ПРИЕМЛЕМОСТЬ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭБ АС

1.1. Роль ЭБ АС в современном мире

1.2. Приемлемость эксплуатации ЭБ АС. Способы повышения приемлемости эксплуатации ЭБ АС

1.3. Влияние плановых и внеплановых ТОиР оборудования ЭБ АС

на уровень безопасности ЭБ АС

1.4. Измерение и анализ рисков от эксплуатации ЭБ АС

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ГЛАВА 2. АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ ЭБ АС

2.1. Методы анализа уровня безопасности ЭБ АС

2.2. Методология разработки ММ безопасности ЭБ АС

2.3. Сравнение уровней безопасности различных ЭБ АС и сравнение рисков от эксплуатации различных ЭБ АС с позиций

количественного анализа

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ГЛАВА 3. МЕТОДЫ ПОВЫШЕНИЯ ПРИЕМЛЕМОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ЭБ АС В ЧАСТИ ПРОВЕДЕНИЯ ПЛАНОВЫХ И ВНЕПЛАНОВЫХ ТОиР

3.1. Количественный анализ уровня безопасности ЭБ АС

при проведении плановых и внеплановых ТОиР оборудования

3.2. Метод повышения приемлемости эксплуатации ЭБ АС посредством сокращения времен простоев ЭБ АС во

внеплановых ТОиР оборудования

3.3. Метод повышения приемлемости эксплуатации ЭБ АС посредством сокращения времен простоев ЭБ АС в плановых ТОиР (ППР) оборудования

3.4. Критерии количественной оценки уровня безопасности ЭБ АС

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ГЛАВА 4. ФОРМИРОВАНИЕ ПРАКТИЧЕСКИХ РЕКОМЕНДАЦИЙ ПО ВЫБОРУ СТРАТЕГИЙ ПРОВЕДЕНИЯ ПЛАНОВЫХ И ВНЕПЛАНОВЫХ ТОиР ОБОРУДОВАНИЯ ЭБ АС С ПОЗИЦИЙ ПРИЕМЛЕМОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭБ АС

4.1. Методологический пример выбора стратегий проведения плановых и внеплановых ТОиР оборудования ЭБ АС с позиций приемлемости эксплуатации ЭБ АС

4.1.1. Выбор стратегий проведения внеплановых ТОиР оборудования «абстрактного» ЭБ АС

4.1.2. Выбор стратегий проведения плановых ТОиР оборудования «абстрактного» ЭБ АС

4.2. Выбор стратегий проведения плановых и внеплановых ТОиР оборудования САОЗ НД с позиций повышения приемлемости

эксплуатации ЭБ № 5 НВАЭС

4.2.1. Выбор стратегий проведения внеплановых ТОиР оборудования САОЗ НД ЭБ № 5 НВАЭС

4.2.2. Выбор стратегий проведения плановых ТОиР оборудования

САОЗ НД ЭБ № 5 НВАЭС

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ И

УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», 05.14.03 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методы обоснования безопасности и приемлемости эксплуатации ЯЭУ с учетом программ технического обслуживания и ремонта»

Актуальность работы

На сегодняшний день энергоблоки атомных станций (ЭБ АС) - это, прежде всего, промышленные сооружения, которые предназначены для выработки электроэнергии, и наличие которых в топливно -энергетическом комплексе должно быть экономически выгодно и оправдано. Если экономические показатели эксплуатации ЭБ АС не являются удовлетворительными, то использование ЭБ АС в топливно-энергетическом комплексе нецелесообразно. Следовательно, с позиции материальной выгоды от использования ЭБ АС, повышение показателей их экономической эффективности является основной задачей эксплуатации.

С другой стороны, ЭБ АС - это сложные технические системы, на которые оказывают влияние разнообразные факторы природного и техногенного характера [80], которые сами по себе оказывают влияние на окружающую среду и функционирование которых потенциально связано с технологическими, экологическими, экономическими, социальными, политическими и др. ущербами, наступающими в случае реализации на ЭБ АС аварий, связанных с повреждением ядерного топлива (ЯТ) и, в особенности, с выходом радионуклидов (РН) в окружающую среду. В этой связи предметом особого внимания является обеспечение безопасности ЭБ АС.

Таким образом, использование ЭБ АС в качестве источников электроэнергии сопряжено с одновременным выполнением следующих условий: обеспечение безопасности ЭБ АС как сложных технических систем, связанных с принципиальной возможностью наступления событий разрушительного характера, характеризующимися радиоактивным заражением биосферы и облучением людей; и повышение экономической приемлемости эксплуатации (ПЭ) ЭБ АС как объектов топливно-энергетического комплекса (ТЭК).

В существующей практике проектирования и эксплуатации ЭБ АС эти зада-

чи решаются по отдельности: при решении вопросов обеспечения безопасности ЭБ АС вопросы обеспечения высокой ПЭ ЭБ АС во внимание не принимаются и, наоборот, в стремлении обеспечить высокую ПЭ, априори принимается, что требуемый уровень безопасности (УБ) обеспечивается всегда. Причиной этого является отсутствие методик, позволяющих комплексно оценивать взаимовлияние экономических и технологических факторов.

В этой связи актуальными являются вопросы, связанные с одновременным обеспечением как ПЭ ЭБ АС, так и с обеспечением требуемого УБ ЭБ АС.

Все вышесказанное привело к выбору нижеследующих объекта, предмета и цели исследования.

Объект исследования: ЭБ АС, рассматриваемые как сложные технические системы (СТС), в отношении оборудования которых применяются различные стратегии технического обслуживания и ремонта (ТОиР);

Предмет исследования: методы и модели количественной оценки УБ ЭБ АС при реализации мероприятий, направленных на повышение ПЭ ЭБ АС;

Цель исследования: обеспечение требуемого УБ ЭБ АС при одновременном повышении ПЭ ЭБ АС посредством разработки методов выбора стратегий эксплуатации оборудования ЭБ АС при проведении плановых и внеплановых ТОиР.

Для достижения указанной цели исследования решены следующие задачи:

1. Выполнен анализ процессов функционирования ЭБ АС в качестве объекта топливно-энергетического комплекса и способов повышения ПЭ ЭБ АС с учетом обеспечения требуемого УБ ЭБ АС во всех режимах функционирования последнего.

2. Проведен анализ методов определения УБ ЭБ АС и методов оценки рисков, связанных с эксплуатацией ЭБ АС.

3. Разработан способ количественного учета зависимости УБ ЭБ АС от конфигураций оборудования ЭБ АС во время проведения плановых и внеплановых ТОиР оборудования для повышения ПЭ ЭБ АС при работе ЭБ АС на различных уровнях мощности.

4. Разработаны подходы к формированию практических рекомендаций по повышению ПЭ ЭБ АС посредством сокращения времен простоев во внеплановых ТОиР оборудования с сохранением требуемого УБ ЭБ АС.

5. Разработаны подходы к формированию практических рекомендаций по повышению ПЭ ЭБ АС посредством сокращения времен простоев в плановых ТОиР - в планово-предупредительных ремонтах (ППР) - оборудования с сохранением требуемого УБ ЭБ АС.

6. Разработаны логико-вероятностные математические модели (ММ) систем ЭБ АС с реактором типа ВВЭР-1000, учитывающие различные конфигурации оборудования ЭБ АС при проведении плановых и внеплановых ТОиР.

7. Обоснованы предложения по повышению ПЭ ЭБ № 5 Нововоронежской атомной станции (НВАЭС) посредством сокращения времен простоев в плановых и внеплановых ТОиР оборудования с сохранением требуемого УБ блока.

В ходе написания настоящей диссертационной работы применялись методы и методология исследования СТС, в основе которых лежат теория вероятностей, теория надежности, математическая логика и математическая статистика. Основные положения, выносимые на защиту:

1. Метод повышения ПЭ ЭБ АС посредством сокращения времен простоев в плановых и внеплановых ТОиР оборудования с сохранением требуемого УБ ЭБ АС.

2. Метод оценки рисков от эксплуатации ЭБ АС в терминах опасности, одновременно указывающей как на частоту/вероятность повреждения ЯТ в год и/или частоту/вероятность большого аварийного выброса в год, так и на величину рассматриваемого ущерба - количество и типы РН, вышедших в окружающую среду в результате наступления аварий, приводящих к повреждению ЯТ на ЭБ АС.

3. Метод количественного учета зависимости УБ ЭБ АС от конфигураций оборудования ЭБ АС во время проведения плановых и внеплановых ТОиР оборудования, позволяющих, в свою очередь, повышать ПЭ ЭБ АС при работе ЭБ АС на различных уровнях мощности.

4. Логико-вероятностные ММ типового ЭБ АС с реактором типа ВВЭР-1000,

которые учитывают различные конфигурации оборудования ЭБ АС при проведении плановых и внеплановых ТОиР и на примере которых исследована возможность повышения ПЭ ЭБ АС посредством пересмотра действующих стратегий проведения плановых и внеплановых ТОиР в сторону увеличения времени функционирования ЭБ АС на мощности с сохранением требуемого УБ. 5. Подходы к формированию практических рекомендаций по повышению ПЭ ЭБ АС посредством сокращения времен простоев в плановых и внеплановых ТОиР оборудования с сохранением требуемого УБ ЭБ АС

Научная новизна исследования состоит в следующем:

1. Предложено повышать ПЭ ЭБ АС посредством вывода в параллельное ТОиР большего числа оборудования по сравнению с принятой стратегией проведения планового ТОиР (ППР) и/или посредством изменения продолжительности допустимого времени вывода из эксплуатации (ДВВЭ) с учетом механизмов деградации оборудования ЭБ АС на различных этапах жизненного цикла ЭБ АС.

2. Предложено выполнять оценивание рисков от эксплуатации ЭБ АС в терминах опасности, одновременно указывающей и на частоту/вероятность наступления неблагоприятных событий, и на величину рассматриваемого ущерба - количество и типы РН, вышедших в окружающую среду в результате наступления аварий, приводящих к повреждению ЯТ.

3. Разработан метод количественного учета зависимости УБ ЭБ АС от конфигураций оборудования ЭБ АС, позволяющий анализировать допустимость предлагаемых конфигураций ЭБ АС, ориентированных на увеличение ДВВЭ и/или сокращение сроков проведения плановых ТОиР (ППР), с позиций сохранения требуемого УБ ЭБ АС при работе последнего на любом уровне мощности.

4. Предложено применять разработанные методы для обеспечения требуемого УБ ЭБ АС посредством выполнения количественного анализа действующих требований технологического регламента (ТР) в части проведения плановых и внеплановых ТОиР оборудования ЭБ АС с позиций их возможной излишней консервативности или оптимистичности.

5. Обоснованы возможности выбора стратегий эксплуатации оборудования

ЭБ АС с позиций повышения ПЭ последнего и одновременного обеспечения требуемого УБ ЭБ АС на любом этапе жизненного цикла посредством применения различных законов распределения на примере ММ системы аварийного охлаждения активной зоны высокого давления (САОЗ ВД) и системы аварийного и планового расхолаживания (САПР) ЭБ АС с реактором типа ВВЭР-1000.

Достоверность полученных результатов обуславливается использованием математического аппарата системного анализа, теории графов, алгебры логики, теории вероятностей, математической статистики, комбинированного вероятностно-детерминистского метода оценки показателей безопасности ЭБ АС, результатами решения тестовых примеров (аттестованным программным комплексом (ПК) «БАРС»), а также проверкой выдвинутых предположений и сделанных теоретических выводов полученными лабораторными экспериментами на примере ЭБ № 5 НВАЭС.

Теоретическая и практическая значимость состоит в следующем:

1. Разработаны методы, основанные на анализе приемлемости изменений в УБ ЭБ АС при реализации предлагаемых способов сокращения времен простоев ЭБ АС в плановых и внеплановых ТОиР оборудования, позволяющие повышать ПЭ ЭБ АС, обеспечивая при этом требуемый УБ посредством учета качественных и количественных аспектов функционирования ЭБ АС во всех режимах эксплуатации, т.е. применение разработанных методов позволяет повышать ПЭ ЭБ АС без ущерба для безопасности.

2. Обоснована возможность повышения ПЭ ЭБ № 5 НВАЭС посредством изменения времен проведения плановых и внеплановых ТОиР оборудования системы аварийного охлаждения активной зоны низкого давления (САОЗ НД) и обеспечения при этом требуемого УБ блока во всех режимах его эксплуатации с единых позиций посредством анализа возможной излишней консервативности или оптимистичности требований ТР.

3. Разработаны практические рекомендации по внесению изменений в ТР ЭБ №5 НВАЭС в части проведения плановых и внеплановых ТОиР оборудования САОЗ НД, реализация которых позволяет повышать ПЭ ЭБ № 5 НВАЭС с сохра-

нением требуемого УБ.

Личный вклад автора. Автором лично выполнены все диссертационные исследования, начиная с постановки задач и формирования программы исследований до их практической реализации. Автором лично разработаны схемы функциональной целостности (СФЦ), примененные для целей апробации разработанных методов, выполнена апробация результатов работы, произведена обработка и интерпретация результатов исследований. В опубликованных по теме диссертации основных работах вклад Автора является основным.

Апробация результатов работы. Основные результаты работы докладывались на различных отечественных и международных научно-технических конференциях, семинарах и технических совещаниях (Безопасность АЭС и подготовка кадров, 2018 г., Россия, Обнинск; Научная сессия НИЯУ МИФИ-2015, 2015 г., Россия, Обнинск; Научная сессия НИЯУ МИФИ-2014, 2014 г., Россия, Обнинск; Научная сессия НИЯУ МИФИ-2013, 2013 г., Россия, Обнинск; Научная сессия НИЯУ МИФИ-2013, 2013 г., Россия, Обнинск; Безопасность АЭС и подготовка кадров-2013, 2013 г., Россия, Обнинск; Regional workshop on PSA Quality for Applications with Emphasis on External and Internal Hazards, Low Power and Shutdown, 2012 г., Romania, Bucharest; Regional Workshop on Development and Use of Risk Monitors to Sup-port Safe Operation of NPPs, 2011 г., Czech Republic, Rez; 15th Technical Meeting on Experiences with Risk-based Precursor Analysis, 2012 г., Belgium, Brussels; Научная сессия НИЯУ МИФИ-2011, 2011 г., Россия, Обнинск; IAEA Regional Technical Meeting on Combining Insights from Probabilistic and Deterministic Safety Analyses, 2011 г., Croatia, Dubrovnik; 14-ая ежегодная научно-практическая конференции Молодежного отделения Ядерного общества России «Молодежь за развитие атомной отрасли», Россия, Екатеринбург, 2009 г.; Regional Workshop on Harmonization of PSA, 2009 г., Ukraine, Kiev; Безопасность АЭС и подготовка кадров-2009, 2009 г., Россия, Обнинск; Regional workshop on Operational Events, Transients and Precursor Analyses, 2009 г., Netherlands, Petten).

Публикации. Основные результаты работы опубликованы в 29 печатных трудах, в том числе 7 статьях в рецензируемых научных журналах, включенных в

перечень ВАК (из опубликованных статей 3 статьи входят издания, индексируемые в международных базах данных Scopus и Web of Science), 11 тезисах докладов, 9 отчетах о НИР и 2 руководствах по безопасности Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору.

Структура диссертационной работы. Диссертационная работа состоит из введения, 4 глав, заключения, списка литературы, включающего 132 наименования, и 1 приложения; содержит 35 рисунков и 17 таблиц. Общий объем, включая приложение, составляет 175 страниц.

ГЛАВА 1. БЕЗОПАСНОСТЬ ЭБ АС. РИСКИ ОТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭБ АС. ПРИЕМЛЕМОСТЬ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭБ АС

1.1. Роль ЭБ АС в современном мире

Основная цель строительства и эксплуатации ЭБ АС - производство как можно больших объемов электроэнергии по приемлемым ценам. Использование ЭБ АС в ТЭК способно обеспечить энергетическую стабильность и, что особенно актуально, экономико-политическую независимость стран, их эксплуатирующих. По сравнению с традиционной энергетикой на органическом топливе ЭБ АС обладают рядом преимуществ, благодаря которым все больше стран - и развитых, и развивающихся - приходят к пониманию необходимости освоения «мирного атома» [2, 57, 100, 125 ]. Доля общей выработки электроэнергии на ЭБ АС зависит от достигнутого и прогнозируемого уровня электропотребления, от экономической эффективности промышленного использования разведанных природных запасов как ЯТ, так и основных традиционных источников энергии. В ряде государств, например, Франции, Словакии, Венгрии, ЭБ АС являются основой национальной энергетики [91, 100, 127, 128].

Однако, несмотря на значимую роль атомной энергетики (АЭ), на сегодняшний день в отдельных странах имеет место тенденция по сворачиванию или отказу от ядерных программ из-за высоких экологических, социальных, экономических и политических рисков, связанных с возможными авариями на ЭБ АС, особенно, если вследствие подобных аварий происходит выход РН в окружающую среду. «Катализатором» данной тенденции явилась авария на АС «БикшЫша» [64, 120, 130].

Тем не менее, связывание указанной тенденции только с аспектами обеспечения ядерной и радиационной безопасности ЭБ АС является грубым упрощением. В действительности развитие АЭ тесно связано со сложными и противоречивыми процессами: сворачивание ядерных программ в энергонасыщенных разви-

тых странах в значительной мере определяется условиями стабилизации топливного рынка, широким внедрением энергосберегающих технологий, разработкой новых «чистых» источников электроэнергии.

Заинтересованные в расширении собственного сектора промышленного производства страны, особенно страны Азии, такие, как, например, Китай, Индия, Япония, Вьетнам, испытывают сильную потребность в резком увеличении своего энергетического потенциала [100, 116, 127].

Отличительной чертой АЭ в России является то, что отечественная АЭ неразрывно связана с историческими особенностями развития страны: АЭ - одна из наиболее пострадавших в период постсоветских реформ 90-х гг. ХХ в. отраслей промышленности. Современное состояние российской АЭ характеризуется, во-первых, завершением «газовой паузы», во время которой доля использования природного газа в ТЭК превысила пределы энергетической безопасности страны; а во-вторых - необходимостью существенного обновления основных фондов ТЭК в условиях острого инвестиционного кризиса [34, 90, 83, 100].

Для современной России АЭ - это надежный инструмент, способный стабилизировать и усилить ТЭК страны за счет использования своего потенциала. При этом наиболее важными и наименее затратными направлениями дальнейшего развития АЭ России (ровно, как и во всем мире) является повышение ПЭ и безопасности эксплуатации как уже существующих, так и строящихся ЭБ АС [5, 7 - 19, 100].

1.2. Приемлемость эксплуатации ЭБ АС. Способы повышения приемлемости эксплуатации ЭБ АС

Конкурентоспособность АЭ на рынке производства электроэнергии в значительной степени зависит от технико-экономических показателей эксплуатируемых ЭБ АС [34, 100, 127, 128].

Для целей оценки ПЭ ЭБ АС наиболее пригоден коэффициент технического использования Кш (1.2.1):

13 n

Л "

кТИ —n—m—k—' (121)

Z t- + Z T. + Z T . i=11 i=11 J=1J

где i - номер цикла функционирования ЭБ АС; n - число рабочих циклов за рассматриваемый период эксплуатации; t - длительность нахождения ЭБ АС в работоспособном состоянии в i-том цикле, ч.; т - продолжительность i-го ремонта (планового и/или внепланового), требующего вывода ЭБ АС из состояния использования по назначению; m - число отказов (восстановлений) за рассматриваемый период; j - номер ТОиР; к - число ТОиР, требующих останова ЭБ АС в рассматриваемый период; т - длительность выполненияj-го ТОиР, требующего вывода ЭБ АС из состояния использования по назначению, ч.

Для определения коэффициента технического использования К^ ЭБ АС может использоваться выражение (1.2.2):

КТИ = T—7TTT-' (122)

раб р ТОиР

где T - математическое ожидание времени пребывания ЭБ АС в работоспособном состоянии за некоторый период эксплуатации, ч.; T - математическое ожидание времени ремонта (планового и/или внепланового) за тот же период эксплуатации, ч.; - математическое ожидание времени технического обслуживания (планового) за тот же период эксплуатации, ч.

Наряду с коэффициентом технического использования К^ широко применяется коэффициент использования установленной мощности (КИУМ), который характеризует эффективность эксплуатации ЭБ АС в целом (1.2.3):

NхТ,

КИУМ=-Факт=—Факт, (12 3)

W N х Т v '

max норм

где —^кт - количество энергии, фактически выработанное ЭБ АС за заданный

период эксплуатации Т, МВт*ч.; W - максимально возможное количество

max

энергии, которое могло бы быть выработано ЭБ АС за заданный период эксплуатации Т, если б он все время непрерывно (без простоев) работал на номи-

нальной мощности, МВт*ч.; Т - продолжительность заданного периода эксплуатации, ч.; г, - фактическая продолжительность работы ЭБ АС в режиме выработки электроэнергии, ч. (см. формулу 1.2.4); N - фактическая средняя мощность, на которой ЭБ АС функционировал в течение фактического периода эксплуатации для выработки электроэнергии; см. формулу (1.2.5).

к

Гфакт =2 <г , С1-2-4)

г = 1

к

_ * N Х 'г

N = ^-, (1-2.5)

г = 1

где ¿ - режим работы ЭБ АС с генерацией электроэнергии; к - количество режимов работы ЭБ АС с генерацией электроэнергии ; N - мощность, на которой работал ЭБ АС в ¿-том режиме, МВт; /, - продолжительность ¿-го режима, ч.

Формулу (1.2.6), в которой КЗМ представляет собой коэффициент загрузки мощности, традиционного используют для перехода от коэффициента технического использования к коэффициенту использования установленной мощности:

КИУМ непосредственно зависит от инженерных решений, заложенных в проекты ЭБ АС, от реализуемых технических и технологических подходов касательно ТОиР оборудования энергоблока, от внешних и внутренних аспектов работы ЭБ АС, оказывающих непосредственное влияние на условия функционирования ЭБ АС, и проч. [2, 6 - 8, 13 - 17, 100, 115, 119]. Соответственно, с точки зрения ПЭ ЭБ АС в ТЭК страны увеличение КИУМ является основной задачей эксплуатации ЭБ АС.

Динамика изменения КИУМ ЭБ АС России в 1992 - 2018 гг. представлена на рисунке П.1 в Приложении, из которого видно, что в 90-х гг. XX в. в России имело место существенное снижение КИУМ ЭБ АС, которое, в свою очередь, явилось следствием не только экономического и социально-политического кризисов в стране, но и различных факторов технического характера (например, в рас-

сматриваемый период времени практически на всех ЭБ АС с реакторами типа ВВЭР-1000 имело место так называемое «парогенераторное бедствие») [55, 83, 100, 111].

Сказанное выше подтверждает, что КИУМ реагирует на все специфические условия работы ЭБ АС, а именно: учитывает различные причины недовыработки электроэнергии на ЭБ АС Внешние причины - это причины, которые не зависят от исправности оборудования ЭБ АС, культуры эксплуатации ЭБ АС и т.д.; к внешним причинам (полностью или частично) можно отнести такие факторы, как климатические условия; специальные испытания, выполняемые в целях проверки опыта эксплуатации других ЭБ АС; требования регулирующих органов; факторы экономического порядка и проч. [16]. К внутренним причинам недовыработки электроэнергии на ЭБ АС относятся простои ЭБ АС в плановых и внеплановых ТОиР; нарушения в работе ЭБ АС из-за ошибочных действий персонала и/или нарушения в работе ЭБ АС из-за дефектов/отказов [16] оборудования [100].

Средние объемы недовыработанной электроэнергии на ЭБ АС России по различным причинам приведены на рисунке П.2 в Приложении (необходимо отметить, что по отдельным ЭБ АС данные о недовыработке электроэнергии отличаются от данных, приведенных на данном рисунке, в том числе из-за различий в типах реакторов, однако, качественно картина сохраняется), из которого видно, что в условиях реальной практики эксплуатации ЭБ АС самое «весомое» влияние в деградацию величины коэффициента использования установленной мощности оказывают остановы ЭБ АС, реализуемые в целях проведения плановых (в особенности - ППР) и внеплановых ТОиР оборудования/систем ЭБ АС (далее - оборудование ЭБ АС). Следовательно, очевидным способом повышения ПЭ ЭБ АС (а, следовательно, и повышения КИУМ) является сокращение времен простоев ЭБ АС в плановых и внеплановых ТОиР.

Сократить времена простоев ЭБ АС в плановых и внеплановых ТОиР оборудования можно посредством пересмотра принятых стратегий проведения ТОиР с позиций обоснования возможности [6 - 8, 13 - 17]:

■ увеличения длительности проведения внеплановых ТОиР оборудования

ЭБ АС во время эксплуатации ЭБ АС на мощности до момента необходимости перевода ЭБ АС в административный останов - метод повышения ПЭ ЭБ АС посредством сокращения времен простоев ЭБ АС во внеплановых ТОиР оборудования [16];

сокращения длительности проведения плановых ТОиР (ППР) оборудования ЭБ АС посредством вывода в параллельные ТОиР большего числа оборудования по сравнению с действующей стратегией проведения плановых ТОиР (ППР) -метод повышения ПЭ ЭБ АС посредством сокращения времен простоев ЭБ АС в плановых ТОиР (ППР) оборудования [16].

Вместе с тем, рассуждая о возможностях улучшения показателей ПЭ ЭБ АС (за счет использования гипотетической возможности уменьшения (сокращения) сроков простоев ЭБ АС в ТОиР (плановых (ППР) и внеплановых), следует всегда помнить о необходимости инвестирования особого внимания в аспекты обеспечения безопасности. Это является необходимым в силу того, что любые вопросы, сцепляемые с безопасностью функционирования ЭБ АС, всегда относятся к основополагающим.

1.3. Влияние плановых и внеплановых ТОиР оборудования ЭБ АС на уровень безопасности ЭБ АС

Основная задача ТОиР - обеспечение требуемого [105, 106] уровня надежности [16] оборудования/ систем безопасности (СБ) энергоблока посредством «вычленения» и устранения возникающих отказов с тем, чтобы в нужный момент нужное оборудование находилось в исправном состоянии и выполнило свою проектную задачу (функцию) [2, 42, 44 - 50, 53, 83, 84]. Отказы оборудования, которые могут регистрироваться на ЭБ АС, а также виды контроля исправности оборудования энергоблоков представлены в работах [2, 6 - 17, 22, 42, 44 - 50, 53, 60, 83, 84, 89, 90, 112].

По итогам анализа вышеуказанных работ можно заключить, что при проведении контроля снижается кратность резервирования тестируемого оборудования, что ведет к ухудшению показателей надежности проверяемой системы и, соответ-

ственно, к ухудшению безопасности ЭБ АС в целом [45, 46, 83, 84].

Выбор параметров периодических проверок оборудования ЭБ АС представляет собой весьма нетривиальную задачу (аспекты проведения периодических проверок работоспособности обозначены в таких работах, как [45, 46, 83, 84]), т.к. наличие разных стратегий проведения ТОиР значительно усложняет сам процесс расчета показателей надежности. Это связано с тем, что вероятность безотказного функционирования рассматриваемой системы является многопараметрической функцией. Например, влияние такого параметра, как длительность периода между проверками. На первый взгляд, чем меньше эта величина, т.е. чем чаще проводятся проверки, тем меньше должна быть вероятность «застать» систему в неработоспособном состоянии. Однако проведение каждой проверки неразрывно связано с вероятностями возникновения таких ошибок, как: ошибки персонала при проведении ТОиР/при обнаружении отказа/при восстановлении работоспособности отказавшего оборудования/и т.д., пусковые отказы проверяемого оборудования, прочие ошибки, каждая из которых, в свою очередь, ведет к снижению надежности системы в частности и самого ЭБ АС в целом.

Такая неоднозначность влияния практически всех параметров, определяющих надежность систем рассматриваемого типа, а также очевидная трудность выбора их оптимальных значений приводит к необходимости выбора периодичности проводимых проверок и других параметров проверок посредством выполнения многократных расчетов [6 - 8, 13 - 17, 42, 44 - 50, 53].

Если во время работы ЭБ АС на мощности в результате непрерывного или периодического контроля обнаруживается отказ оборудования, то выполняется восстановление работоспособности данного оборудования посредством проведения внеплановых ТОиР (при условии, что отказавшее оборудование является ремонтируемым при функционировании ЭБ АС на мощности; в противном случае производится административный останов ЭБ АС). Во время проведения внеплановых ТОиР также снижается кратность резервирования оборудования системы, к которой относится отказавшее оборудование (во внеплановые ТОиР выводится либо весь канал, к которому относятся отказавшее оборудование, либо часть этого

Похожие диссертационные работы по специальности «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», 05.14.03 шифр ВАК

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Морозова Ольга Ивановна, 2020 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Акимов В.А., Лесных В.В., Радаев Н.Н. Основы анализа и управления риском в природной и техногенной сферах. Учебное пособие в системе образования МЧС России и РСЧС // М.: Деловой экспресс, 2004 - 352 с.

2. Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б.Ю., Генералов В.Н., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Украинцев В.Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта // М.: Логос, 2010 - 604 с.

3. Антонов А.В. Системный анализ // М.: Высшая школа, 2004 - 456 с.

4. Морозова О.И. Оценка значимости нарушений эксплуатаций вероятностными методами. Тезисы доклада/ XI Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009»: тезисы докладов (29 сентября - 2 октября 2009 г.) в 2 томах Том 2. - Обнинск: НОУ «ЦИПК», 2009 -2012 с. - с. 60.

5. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Сравнение уровней безопасности и рисков от эксплуатации блоков АЭС. Тезисы доклада // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2015. Аннотации докладов. В 3 томах. Защищенные инфокоммуникационные технологии и системы. Кибербезопасность. Экономические и правовые проблемы инновационного развития атомной отрасли. Методология профессионального и общего образования. Тематические секции обособленных подразделений НИЯУ МИФИ. Том 3, М.: НИЯУ МИФИ, 2015 - 344 с.

6. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Анализ уровня безопасной эксплуатации блоков АЭС при проведении их техобслуживания и ремонта. Тезисы доклада // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2014. Аннотации докладов. В 3 томах. Т. 3. Кибер-безопасность. Экономические и правовые проблемы инновационного развития атомной отрасли. Методология профессионального и общего образования. Тематические секции обособленных подразделений НИЯУ МИФИ, М.: НИЯУ МИФИ, 2014 - 308 с. - с. 266

7. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Применение риск-информативных методов для проверки допустимых времен вывода во внеплановый ремонт отказавшего оборудования при работе энергоблока атомной станции на мощности с точки зрения обеспечения безопасности его эксплуатации. Тезисы доклада/ Научная сессия НИЯУ

МИФИ-2013. Аннотации докладов. В 3 томах. Том 1. Инновационные ядерные технологии. Высокие технологии в медицине. М.: НИЯУ МИФИ, 2013. - 300 с. - с. 235

8. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Обеспечение безопасности блоков атомных станций при повышении экономической рентабельности их эксплуатации. Тезисы доклада/ XIII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск: ИАТЭ, 2013. - 222 с.

9. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Обоснование критериев для сравнения уровней безопасности и рисков от эксплуатации блоков АЭС // ГеоРиск, № 4, 2014 -с. 34 - 38

10. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Основные критерии приемлемости риска от эксплуатации энергоблоков атомных станций // Безопасность жизнедеятельности № 1, 2015 - с. 25 - 29

11. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Основные критерии приемлемости риска от эксплуатации блоков АЭС. Тезисы доклада // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2015. Аннотации докладов. В 3 томах. Т. 3. Защищенные инфокоммуникационные технологии и системы. Кибербезопасность. Экономические и правовые проблемы инновационного развития атомной отрасли. Методология профессионального и общего образования. Тематические секции обособленных подразделений НИЯУ МИФИ, М.: НИЯУ МИФИ, 2015 - 344 с.

12. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Обоснование безопасности и эффективности эксплуатации АЭС при выборе параметров технического обслуживания и ремонта// Журнал «Известия вузов. Ядерная энергетика» № 4, 2019 - с. 83 - 94.

13. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Повышение рентабельности эксплуатации блоков АЭС при проведении внеплановых ремонтов. Тезисы доклада // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2014. Аннотации докладов. В 3 томах. Т. 3. Кибербезопасность. Экономические и правовые проблемы инновационного развития атомной отрасли. Методология профессионального и общего образования. Тематические секции обособленных подразделений НИЯУ МИФИ, М.: НИЯУ МИФИ, 2014 - 308 с. - с. 266

14. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Повышение рентабельности эксплуатации блоков АЭС при проведении планово-предупредительных ремонтов. Тезисы доклада // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2014. Аннотации докладов. В 3 томах. Т. 3. Ки-бербезопасность. Экономические и правовые проблемы инновационного развития атом-

ной отрасли. Методология профессионального и общего образования. Тематические секции обособленных подразделений НИЯУ МИФИ, М.: НИЯУ МИФИ, 2014 - 308 с. -с. 267

15. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Повышение экономической эффективности эксплуатации энергоблоков атомных станций с учетом обеспечения безопасности // Всероссийский научно-методический и информационный журнал «Безопасность в техносфере» № 4(49)/2014 - М, 2014 - с. 67 -71

16. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Повышение экономической эффективности атомных станций за счёт сокращения простоев при техническом обслуживании и ремонте // Технологии техносферной безопасности: Интернет-журнал № 6 (58), 2014

17. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Применение риск-информативных методов в целях повышения коэффициента использования установленной мощности. Тезисы доклада // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2013. Аннотации докладов. В 3 томах. Том 1. Инновационные ядерные технологии. Высокие технологии в медицине. М.: НИЯУ МИФИ, 2013. - 300 с. - с. 233

18. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Риск-информативный подход к обеспечению безопасности эксплуатации энергоблоков атомных станций // Всероссийский научно-методический и информационный журнал «Безопасность в техносфере» № 1(40)/2013 - М., 2013 - с. 14 - 19

19. Антонов А.В., Ершов Г.А., Морозова О.И. Сравнение уровней безопасности и рисков от эксплуатации энергоблоков атомных станций // Безопасность жизнедеятельности № 2, 2015 - с. 28 - 34

20. Атомная энергетика РФ. Отраслевой обзор. Инвестиционные проекты ОАО «Концерн Росэнергоатом» и ЗАО «Атомстройэкспорт» 2010 - 2012 гг. [Электронный ресурс] // URL: http:// infoline.spb.ra/services/4/katalog/demo/atomnai_energetika.pdf (дата обращения: 28.06.2019)

21. Барсуков А.Ф., Клемин А.И., Морозов В.Б., Швыряев Ю.В. Количественный анализ надежности систем безопасности атомных станций при проектировании // Изв. АН СССР. Энергетика и транспорт. №1: 1986 - с. 28 - 36

22. Бахметьев А.М. Основы безопасности ядерных энергетических установок // Н. Новгород: НГТУ, 2006 - 174 с.

23. Берг Т.В., Бредова В.А., Былов И.А., Ершов Г.А., Морозова О.И., Самохин Г.И.,

Носков Д.Е. и др. Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока атомной станции. РБ-024-11 // Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 сентября 2011 г. № 519

24. Болдырев А.В. Моделирование высокотемпературного деформирования и разрушения окисленных защитных оболочек твэлов в условиях запроектной аварии. Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук // М.: 2005 - 145 с.

25. Бредова В.А., Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И. и др. Отчет о научно -исследовательской работе «Совершенствование информационно аналитического обеспечения специалистов данными о состоянии ядерной и радиационной безопасности объектов использования атомной энергии» в рамках федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года». «Апробация риск-информативных методик оценки безопасности АС» Заключительный отчет «Примеры оценки нарушений, произошедших на АС с использованием инструкций, содержащих формализованную модель ВАБ». Этап 2.2 // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2012 - 108 с.

26. Бредова В.А., Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И. Отчет «Разработка положения о рекомендациях по использованию вероятностного анализа безопасности при оценке нарушений в работе атомных станций». Этап 2 «Составление сводки отзывов на первую редакцию проекта положения. Доработка первой редакции проекта положения. Рассылка сводки отзывов, доработанной редакции и пояснительной записки» // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2012 - 88 с.

27. Бредова В.А., Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И. Отчет о научно-исследовательской работе во исполнение плана действий Ростехнадзора по результатам миссии МАГАТЭ «Комплексная оценка регулирующей деятельности в Российской Федерации», утверждённого приказом Ростехнадзора от 05.03.2011 № 93. Разработка предложений по внедрению методов вероятностных оценок для объектов ядерного топливного цикла 1 категории опасности» (Пункт № 37 плана действий Ростехнадзора). Промежуточный отчёт // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2012 - 33 с.

28. Былов И.А. Разработка моделей и программных комплексов для исследования

надежности и безопасности ядерных установок вероятностными методами. Диссертация на соискание степени кандидата технических наук // Нижний Новгород: 2011 - 190 с.

29. Вероятностный анализ безопасности 2 уровня.Лекция//ФБУ«НТЦ ЯРБ»,2012-31с.

30. Витоль С.А. Выход радиоактивных материалов из расплава активной зоны при тяжелой аварии на АЭС. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук // СПб, 2007 - 247 с.

31. Вишняков Я.Д., Радаев Н.Н. Общая теория рисков: учебное пособие для студентов высших учебных заведений. 2-е издание, исправленное // М.: Издательский центр «Академия», 2008 - 368 с.

32. Ворона Ю. Глоссарий по синергологии (дефиниции и толкования). Экспертный метод [Электронный ресурс] // URL: http:// terme.ru/dictionary/526/word/yekspertnyi-metod (дата обращения 28.06.2019)

33. Годовой отчет АО «Концерн Росэнергоатом» за 2018 год [Электронный ресурс] // URL: http:// www.rosenergoatom.ru/upload/iblock/35e/35e20cce56fcdcb6f77 5bf163b31dca2.pdf (дата обращения 04.07.2019)

34. Годовой отчет АО «Концерн Росэнергоатом» за 2015 год [Электронный ресурс] // URL: http:// report2015.rosenergoatom.ru/results/productive-capital/ (дата обращения 28.06.2019)

35. Гордон Б.Г. Идеология безопасности // М.: Труды НТЦ ЯРБ, 2006 - 236 c.

36. Гордон Б.Г. Эволюция безопасности атомных станций [Электронный ресурс] // Информационное агентство «ПРоАтом» // URL: http:// www.proatom.ru/module s.php?name= News&file=article&sid=3502 (дата обращения: 12.07.2016)

37. Гусев Л.Б., Ершов Г.А. Методология, теория и практика комплексного обеспечения безопасности судовых энергетических установок // Морская технология, № 2, 1996

38. Гусев Н.Г., Беляев В. А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. 2-е изд., перераб. и доп. // M.: Энергоатомиздат, 1991 - 256 с.

39. Гусев Н.Г., Ковалев Е.Е., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. В 2-х томах. Т. 2. Защита от излучений ядерно-технических установок: Учебник для вузов. Под ред. Н. Г. Гусева - 3-е изд., переработанное и дополненное // M.: Энергоатомиздат, 1990

40. Диаграмма Ганта [Электронный ресурс] // URL: https:// ru.wikipedia.org/wiki/Диаграмма_ Гантта (дата обращения 13.07.2016)

41. Елохин А. Анализ и управление риском: теория и практика // М.: Страховая группа «ЛУКОЙЛ», 2002

42. Ершов Г.А. Автоматизированное моделирование и расчет показателей качества функционирования корабельных АЭУ. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук // СПб: 1997

43. Ершов Г.А. Проект АЭС-2006 - технология и философия безопасности [Электронный ресурс] // URL: http:// nuklearis.hu/sites/default/files/docs/Jersov_ MNT_2015szeptember10.pdf (дата обращения 28.06.2019)

44. Ершов Г.А., Гавриленко В.М., Козлов Ю.И. и др. Обеспечение надежности и безопасности ядерных энергетических объектов в процессе проектирования. Методология и практика // Теплоэнергетика, №2, 2004.

45. Ершов Г.А., Ермакович Ю.Л., Калинкин А.А., Козлов М.А., Парфентьев М. А. Обоснование периодичности проверок систем безопасности АЭС с помощью программного комплекса БАРС [Электронный ресурс] // URL: http:// www.remmag. ru/admin/upload_data/remmag/10-2/AEP.pdf (дата обращения 28.06.2019)

46. Ершов Г.А., Ермакович Ю.Л., Калинкин А.А., Парфентьев М.А. Обоснование периодичности проверок систем безопасности с помощью программного комплекса БАРС // Седьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Тезисы докладов, Москва, 26-27 мая 2010 г. - с. 192 - 193

47. Ершов Г.А., Ермакович Ю.Л., Парфентьев М.А. Программный комплекс БАРС для вероятностного анализа безопасности АЭС [Электронный ресурс] // URL: http:// www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/disc/documents/f130.pdf (дата обращения 04.07.2019)

48. Ершов Г.А., Козлов Ю.И., Можаев А.С., Солодовников А.С. Оценка безопасности атомных энергетических объектов на стадии проектирования // Тяжелое машиностроение № 8, 2004 - с. 33 - 39

49. Ершов Г.А., Козлов Ю.И., Татусьян А.О. Сравнительный анализ способов моделирования безопасности АЭС с помощью метода ДС-ДО, GO-метода и общего логико-вероятностного метода

50. Ершов Г.А., Щербина Н.Я. Математический анализ аварийных происшествий на кораблях [Электронный ресурс] // URL: http:// proatom.ru/modules.php?name= News

&file=artide&sid=2875 (дата обращения 04.07.2019)

51. Зубков В.Н. Математическое моделирование распространения радиоактивных веществ в воздушной среде в районах объектов энергетики. Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук // Ростов-на-Дону: 2009 - 120 с.

52. Ильинский К.М. Эволюция проекта АЭС-2006 в соответствии с европейскими нормами и специальными требованиями Заказчика [Электронный ресурс] // URL: http:// www. atomeks.ru/old/mediafiles/u/files/Atomex_2015/Materials/14_10_2015/Ilinskij.pd f (дата обращения 04.07.2019)

53. Итоговый отчет о верификации программного средства БАРС (Безопасность и Анализ Риска Систем), версия 1.0 // СПб: ОАО «СПбАЭП», 2011 - 239 с.

54. Клемин А.И., Морозов В.В., Шиверский Е.А. Методы оценки надежности ядерных систем безопасности АЭС и их оборудования // Атомная энергетика за рубежом, № 10, 1982 - с. 9 - 12

55. Кравченко В.П. Температурная неравномерность на поверхности выходного коллектора теплоносителя парогенераторов типа ПГВ-1000 // Труды Одесского политехнического университета, выпуск 2 (30) - Одесса, 2008 - с. 106 - 110 // URL: http:// pratsi.opu.ua/app/webroot/articles/1312532524.pdf (дата обращения 28.02.2017)

56. Кузнецов В.М., Никитин В.С., Хвостова М.С. Радиоэкология и радиационная безопасность. История, подходы, современное состояние. Под общей ред. Кузнецова В.М. // М.: Восход-А, 2011 - 1208 с.

57. Кузнецов В.М., Шингаркин М.А., Хвостова М.С. Обеспечение радиационной безопасности населения, радиационно-экологический мониторинг гидросистем и территорий, находящихся в зоне воздействия ФГУП ПО «Маяк» // М.: ООО «НИПКЦ ВосходА», 2013 - 160 с.

58. Кузьмина И.Б. Методические вопросы вероятностного анализа безопасности атомных электростанций для внутренних пожаров. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук // Обнинск: 2003 - 195 с.

59. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. Учебное пособие//М.: Атомтехэнерго; Обнинск:ИАТЭ:2003 -344 с.

60. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Безруков Б.А., Долженков И.В., Алексеев А.Г. Основы радиационного контроля на АЭС. Учебное пособие. Под ред. В.А. Кутькова и В.В.Ткаченко // Москва - Обнинск: концерн «Росэнергоатом», ИАТЭ,

2005 - 268 с.

61. Кухарь С.В. Применение методологии ВАБ для оптимизации технологического регламента энергоблока №1 Ленинградской АЭС. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук // М.: 2008 - 112 с.

62. Лазарев А.А., Гафаров Е.Р. Теория расписаний. Задачи и алгоритмы // М.: Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова (МГУ), 2011 - 222 с.

63. Лазарев А.А., Садыков Р.Р. Теория расписаний. Минимизация максимального временного смещения и суммарного взвешенного числа запаздывающих требований/Научное издание.Вычислительный центр им. А.А.Дородницына РАН - 2007 -135 с.

64. Ланкин М.Ю., Мирошниченко М.И., Хамаза А.А., Шарафутдинов Р.Б. О некоторых аспектах обоснования безопасности атомных станций (Уроки аварии на АЭС «Фу-кусима-Дайичи») [Электронный ресурс]// URL: https:// www.secnrs.ru/ publications/nrszine/1_63_2012/uroki_avarii.php?print (дата обращения 28.06.2019)

65. Любарский А.В. Развитие и систематизация методик вероятностного анализа безопасности атомных электростанций: для научного обеспечения регулирующей деятельности Госатомнадзора России. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук // Обнинск: 2003 - 167 с.

66. Можаев А.С. Общий логико-вероятностный метод анализа надежности сложных систем // Л.: ВМА, 1988 - 67 с.

67. Морозов В.Б., Токмачев Г.В., Швыряев Ю.В. и др. Обоснование безопасности проекта АЭС-2006 для условий площадки Нововоронежской АЭС-2 методами вероятностного анализа безопасности [Электронный ресурс] // URL: http:// tokmachev.net/Papers/Heavy_Industry.pdf (дата обращения 28.06.2019)

68. Морозова О.И., Ланкин М.Ю., Носков Д.Е. и др. Отчет «Обеспечение безопасности при эксплуатации. Разработка руководства по безопасности в поддержку применения риск-информативных методов при принятии регулирующих решений в отношении энергоблоков атомных станций». Этап 3 «Разработка окончательной редакции проекта РБ в поддержку применения риск-информативных методов при принятии регулирующих решений в отношении энергоблоков атомных станций» // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2010 - 141 с.

69. Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И. и др. Отчет «Разработка положения о рекомендациях по использованию вероятностного анализа безопасности при оценке

нарушений в работе атомных станций». Этап 1 «Разработка первой редакции проекта положения и пояснительной записки. Рассылка на отзыв» // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2012 - 35 с.

70. Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И. и др. Отчет «Разработка положения о рекомендациях по использованию вероятностного анализа безопасности при оценке нарушений в работе атомных станций». Этап 3 «Проведение согласительного совещания по сводке отзывов. Подготовка окончательной редакции проекта положения и пояснительной записки» // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2012 - 36 с.

71. Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И. и др. Отчет о научно-исследовательской работе «Совершенствование информационно аналитического обеспечения специалистов данными о состоянии ядерной и радиационной безопасности объектов использования атомной энергии». «Разработка положения об основных рекомендациях к вероятностному анализу безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК (руководства по безопасности)». Промежуточный отчёт «Сводка отзывов на первую редакцию проекта положения. Доработанная первая редакция проекта положения. Сопроводительное письмо для рассылки сводки отзывов, доработанной редакции проекта положения и пояснительной записки» // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2010 - 94 с.

72. Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И. и др. Отчет о научно-исследовательской работе «Совершенствование информационно аналитического обеспечения специалистов данными о состоянии ядерной и радиационной безопасности объектов использования атомной энергии». «Разработка положения об основных рекомендациях к вероятностному анализу безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК (руководства по безопасности)». Заключительный отчёт «Протокол согласительного совещания по сводке отзывов. Окончательная редакция проекта положения, согласованная с заказчиком. Пояснительная записка»//М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2010 - 70 с.

73. Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И., Сахибзадинова И.Р., Шиверский Е.А. и др. Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК. РБ-068-11. // Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 22.12.2011 № 729

74. Морозова О.И., Носков Д.Е., Самохин Г.И., Хижняк С.А. Отчет о научно-исследовательской работе «Совершенствование информационно аналитического обес-

печения специалистов данными о состоянии ядерной и радиационной безопасности объектов использования атомной энергии». «Разработка положения об основных рекомендациях к вероятностному анализу безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК (руководства по безопасности)». Промежуточный отчёт «Техническое задание на разработку положения. Первая редакция проекта положения. Пояснительная записка и сопроводительное письмо для рассылки на отзыв» // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2010 - 73с.

75. Морозова О.И., Антонов А.В., Ершов Г.А. Назначение классов безопасности системам и элементам АС. Тезисы доклада/XV Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров»: Тезисы докладов, Обнинск: НИЯУ МИФИ, 2018 -356 с. - с. 287

76. Морозова О.И., Антонов А.В., Ершов Г.А. Обоснование и обеспечение безопасности АС с помощью детерминистического и вероятностного анализа безопасности. Тезисы доклада/XV Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров»: Тезисы докладов, Обнинск: НИЯУ МИФИ, 2018 - 356 с. - с. 289

77. Мо розова О.И., Антонов А.В., Ершов Г.А. Основные критерии приемлемости риска при эксплуатации атомных станций // Технологии техносферной безопасности: Интернет-журнал № 5 (57), 2014

78. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормы СанНип 2.6.1.2523-09. Утверждены и введены в действие постановлением Главного санитарного врача РФ Онищенко от 7 июля 2009 г. № 47 с 01 сентября 2009 г.

79. Носков Д.Е., Самохин Г.И. Общие сведения о вероятностном анализе безопасности АС. Курс повышения квалификации специалистов по надзору за ядерной и радиационной безопасностью, вып. 5 // М.: Труды ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2009 - 77 с.

80. Мо розова О.И., Антонов А.В., Ершов Г.А. Сравнение уровней безопасности и рисков от эксплуатации энергоблоков атомных станций // Технологии техносферной безопасности: Интернет-журнал № 6 (58), 2014

81. Основы обеспечения экологической безопасности химических производств с использованием методов анализа риска. Риск: терминология, классификация, подходы к нормированию. Основные этапы анализа и оценки экологического риска на территориях, прилегающих к химическим предприятиям [Электронный ресурс] // URL: http:// pandia.ru/text/77/431/10068.php (дата обращения 28.06.2019).

82. Острейковский В.А. Общие положения и математические методы теории безопасности атомных станций // Обнинск: Обнинский институт атомной энергетики, 1991 - 116 с.

83. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций: Учебник для ВУЗов // М.: Энергоатомиздат, 1999 - 928 с.

84. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ // М.: ФИЗМАТЛИТ, 2008 - 352 с.

85. Ланкин М.Ю., Носков Д.Е. Самохин Г.И. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по применению риск-информативного метода при обосновании риск-информативных решений, связанных с безопасностью блока атомной станции». РБ-101-16 // Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 ноября 2016 г. № 458

86. Отчет о научно-исследовательской работе. Методика выполнения вероятностного анализа влияния нарушений в работе атомных станций на безопасность АС // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2008 - 38 с.

87. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В., Байкова Е.В. Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000 [Электронный ресурс] //URL: http://tokmachev.net/Papers/7th_Forum_2003.pdf (дата обращения 22.08.2019)

88. Оценка значимости влияния нарушений на безопасность АЭС вероятностными методами. Тезисы доклада // XI Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009»: тезисы докладов. - Обнинск, 2009

89. Перегрузка ЯТ [Электронный ресурс] // URL: http:// www.aes.pp.ua/NuclFuel/P08_01.htm (дата обращения: 28.06.2019).

90. Поваров В.П. Полувековой опыт эксплуатации Нововоронежской АЭС [Электронный ресурсу/URL: http:// mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/ Povarov_V.P..pdf (дата обращения 28.06.2019).

91. Привалов П.Н. Трушина Г.С. Производство и потребление мировых энергетических ресурсов на современном этапе // URL: http:// science.kuzstu.ru/wp-content/ Events/Conference/RM/2016/RM16/pages/Articles/IEU/39/35.pdf (дата обращения 04.07.2019)

92. Проект АЭС-2006. Основные концептуальные решения на примере Ленинградской АЭС-2 [Электронный ресурс] // URL: http:// atomproekt.com/resources/5649

768047832721a78eef9e1277e356MES-2006_2011_RU_site.pdf (дата обращения 05.05.2017).

93. РУ АЭС-2006. Стратегический выбор [Электронный ресурс] // URL: http:// www.gidropress.podolsk.ru/files/booklets/ru/aes2006_ru.pdf (дата обращения 05.05.2017).

94. Рябинин И.А. Надежность и безопасность структурно--сложных систем // СПб: Изд-во СПбУ, 2007. - 276 с.

95. Рябинин И.А., Можаев А.С., Свирин С.К., Поленин В.И. Технология автоматизированного моделирования структурно-сложных систем // Морская радиоэлектроника, 2007 г., № 3, с. 58 - 63, № 4, с. 54-59, 2008 г., № 1, с. 60-63, №2, с. 52 - 55.

96. Рябинин И.А., Парфенов Ю.М. Надежность, живучесть и безопасность корабельных электроэнергетических систем // СПб: ВМА им. Н.Г. Кузнецова, 1997. - 430 с.

97. Рябинин, И.А. Надежность и безопасность сложных систем // СПб: Политехника, 2000 - 248 с.

98. Сахаров В.К. Радиоэкология: Учебное пособие // СПб: Издательство «Лань», 2006 - 320 с.

99. СВИСРУС-III: Нововоронежская АЭС блок №5 ВВЭР-1000. Вероятностный анализ безопасности при работе блока на малых уровнях мощности и в остановленном режиме. Исходная информация. Апрель 2003 // М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2003 - 80 с.

100. Сигал Е.М. Эффективность использования установленной мощности на АЭС России и пути ее повышения. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук // М.: 2003 - 164 с.

101. Технический отчет «Исследование методологии применения вероятностного анализа безопасности (ВАБ) в области магистрального нефтепроводного транспорта на основе анализа отечественного и мирового опыта. Разработка основополагающих нормативных и методических документов внедрения ВАБ для объектов магистральных нефтепроводов». Этап № 1 «Анализ основных тенденций развития и перспектив при обеспечении безопасности потенциально--опасных промышленных объектов» // М.: ОАО ВНИИСТ, 2005 - 165 с.

102. Токмачев Г.В. Вероятностные анализы безопасности первого уровня АС с реакторами PWR // Атомная техника за рубежом № 12 - 1988 - с.18 - 22.

103. Токмачев Г.В. Состояние и тенденции развития вероятностных анализов безопас-

ности атомных станций // Новости науки и техники. Атомная энергетика. Выпуск 7 -1990 - с. 17 - 22.

104. Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте [Электронный ресурс] // URL: http:// www.aer-rea.ru/files/user/proceedings/romashkov.pdf (дата обращения 13.07.2016).

105. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. (ОПБ-88/97). НП-001-97 // Утверждены постановлением Госатомнадзора России от 14 ноября 1997 г. № 9 // Введены в действие с 1 июля 1998 г.

106. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. НП-001-15 // Утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. № 522

107. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082-07//Утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4 // Введены в действие с 1 июня 2008 г.

108. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Основные требования к вероятностному анализу безопасности блока атомной станции. НП -095-15 // Утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 12 августа 2015 г. № 311.

109. Федеральный закон от 09 января 1996 № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» (с изменениями и дополнениями).

110. Хижняк С.А. Применение вероятностного анализа безопасности в инспекционной деятельности на АС. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук // М: 2014 - 204 с.

111. Швыряев Ю.В. Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук // М.: 2004 - 340 с.

112. Швыряев Ю.В. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения // М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1992 - 266 с.

113. Швыряев Ю.В. Современный подход к методологии вероятностного анализа безопасности атомных станций/Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. № 1, 2004 - с.17 - 24

114. Экспертный метод. 13.1. Сущность и область применения экспертного метода [Электронный ресурс] // URL: http:// www.kgau.ru/distance/resources/nauka_v_apk/13-01.html (дата обращения 28.06.2019)

115. Эксплуатация энергоблоков ВВЭР-1000 на повышенной номинальной мощности (на примере II блока Балаковской АЭС) // Игнатов В.И., Шутиков А. В., Рыжков Ю.А. и др. // Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса. Мат. между-нар. науч. конф. Вып. 5. Современные научно-технические проблемы теплоэнергетики и пути их повышения // Саратов: Изд-во СГУ, 2008

116. Ядерная энергетика в мире [Электронный ресурс] // URL: http:// www.rosatom.ru/ education/worldatomicenergy/ (дата обращения 16.07.2013).

117. Applications of probabilistic safety assessment (PSA) for nuclear power plants. IAEA-TECDOC-1200 // Vienna: IAEA, 2001

118. Determining the quality of probabilistic safety assessment (PSA) for applications in nuclear power plants. IAEA-TECDOC-1511 // Vienna: IAEA, 2006

119. Energy Availability Factor [Электронный ресурс] // URL: https:// www.iaea.org/PRIS/ WorldStatistics/ThreeYrsEnergyAvailabilityFactor.aspx (дата обращения 28.06.2019)

120. Fukushima Accident 2011 [Электронный ресурс] // URL: http:// www.world-nuclear.org/info/fukushima_accident_inf129.html (дата обращения 28.06.2019)

121. Initiating Events. Main Report // Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. 2001. SWISRUS-2001 -1. Moscow. - 80 p.

122. Lioubarski A., Kouzmina I., Berg Т., Bredova V., Noskov D., Samokhine G., Zhukova E and others. Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment, Main Report, Part I: PSA Level-1 for Internal Initiating Events // Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. 1999. SWISRUS-99-001. Moscow. - 445 p.

123. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., Berg Т., Makarov S., Zhukova E., Samokhine G. and others. Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Internal Initiating Events. Volume I: Internal Fire Initiating Events // Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Fed-

eral Nuclear Safety Authority of Russia. 2001. SWISRUS-2001-1. Moscow. - 329 р.

124. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., Berg Т., Makarov S., Zhukova E., Samokhine G. and others. Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Initiating Events. Volume III: External Initiating Events// Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. 2001. SWISRUS-2001-1. Moscow. - 115 p.

125. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., Berg Т., Makarov S., Zhukova E., Samokhine G. and others. Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area

126. Marko Cepin, University of Ljubljana, Slovenia Probabilistic Safety Assessment and Risk-Informed Decision-Making [Электронный ресурс] // URL: http:// cdn.intechopen.com/pdfs-wm/11568.pdf (дата обращения 28.06.2019)

127. Nuclear Power in the World Today [Электронный ресурс] // URL: http:// www.world-nuclear.org/info/inf01.html (дата обращения 28.06.2019)

128. Nuclear Power Reactors in the world. 2016 Edition. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2016 [Электронный ресурс] // URL: http:// www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/RDS_2-36_web.pdf (дата обращения 04.07.2019)

129. Report. SwisRus: Novovoronezh Unit 5. Probabilistic safety assessment for low power/shutdown operational modes. Draft Report. REV 1. 181. June 2005

130. Safety reassessment for research reactors in the light of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, International Atomic Energy Agency, Vienna 2013

131. SWISRUS: A probabilistic safety assessment of Novovoronezh Unit 5. Summary. Final Report. 1994 - 2006 // Moscow, October 2006 - 106 p.

132. SWISRUS: Novovoronezh Unit 5 Part II Probabilistic Safety Assessment Levels 2&3 for Internal Initiating Events. Main Report // Moscow, December, 1999

ПРИЛОЖЕНИЕ

100,00% 90,00% 80,00% 70,00% 60,00% 50,00%

^ £ ^ <§>"

л4' оЬ4' о|о4' с^' ¿Ъ4' с«4' л*' ^ Л4' Л4' ^ «А4' Ла4' л4' Л4' Л4' А4' А4'

4е? ч^ ч^ ч^ # # # ^ ^ ^ ^ # ^ ^ ^ о^ ^ о^4

V V V V V V V V

Рисунок П.1 - Динамика изменения КИУМ ЭБ АС России [33, 34]

40,00%

30,00%

20,00%

10,00%

0,00%

■л-

ТОиР ■ Нарушения в работе ■ Прочее (внешние)

Ч1

V

5'

V

¿V

V

л-

л

V

V

V

чЧ

V

Рисунок П. 2 - Недовыработка ЭЭ на ЭБ АС России [100]

Рисунок П.3 - Пример путей распространения РН в окружающей среде [59, 60, 67]

©

а) принципиальная схема системы

б) последовательно-параллельные схемы

г) ДО

в) графы состояний и переходов (с учетом реальных условий отказов)

д) GO-схемы

Рисунок П.4 - Принципиальная схема и графические модели СТС [65]

Рисунок П. 5 - Зависимость интенсивности отказов на ЭБ АС

от времени

Рисунок П. 6 - График изменения интенсивности отказов для различных законов распределений

Рисунок П. 7 - Принципиальная схема I контура типового ЭБ АС с реактором типа ВВЭР-1000 [80], где 1 - реактор; 2 - барботажный бак; 3 - ГЕ системы аварийного охлаждения и защиты; 4 - компенсатор давления; 5 - спринклер; 6 - ПГ; 7 - главный циркуляционный насос; 8, 15 - регенеративный теплообменник продувки; 9 - доохладитель продувки; 10 - бак аварийного запаса раствора бора; 11 - бассейн выдержки; 12 - насос расхолаживания; 13 - теплообменник; 14 - деаэратор подпитки; 16 - бак-приемник аварийного запаса раствора бора; 17 - насос подпитки; 18 - теплообменник аварийного расхолаживания; 19 - насос аварийного расхолаживания; 20 - насос аварийного впрыска бора; 21 - насос аварийного впрыска бора высокого давления; 22 - бак аварийного запаса бора; 23 - спринклерный насос; 24 - водоструйный насос; 25 - бак растворов для сплинклерной системы; 26 - аварийный питательный насос; 27 - бак аварийной обессоленной воды; 28 - предохранительный клапан; 29 — быстродействующая редукционная установка.

на всас Т012(22,32)

1013(23,33) в25

Рисунок П. 8 - Упрощенная технологическая схема канала САОЗ ВД

Рисунок П. 9 - Схема первого канала САПР

На всас TQ23D014

На всас TQ21D01

Рисунок П. 10 - Cхема второго канала CAOT

Рисунок П.11 - Схема линии планового и ремонтного расхолаживания

тд10Б01

Рисунок П. 12 - Схема линии подпитки бака-приямка насосом ТБ30Б03 из баков ТБ30В01(02)

Рисунок П. 13 - Упрощенная схема канала CAОЗ ИД

Рисунок П. 14 - Группы ЭС, рассматриваемые в ВАБ-1 для режимов работы ЭБ № 5 НВАЭС на различных уровнях мощности [129]

АКТ

о применении результатов диссертационной работы

Морозовой Ольги Ивановны

«Методы обоснования безопасности и приемлемости эксплуатации ЯЭУ с учетом программ технического обслуживания и ремонта»

Настоящим удостоверяем, что в нижеперечисленных документах содержатся результаты научных изысканий, выполненных Морозовой Ольгой Ивановной в рамках работы над диссертацией «Методы обоснования безопасности и приемлемости эксплуатации ЯЭУ с учетом программ технического обслуживания и ремонта»:

1. Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня I для внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока атомной станции.

РБ-024-11 (утверждено приказом Федеральной службы по экологическому,

технологическому и атомному надзору от 9 сентября 2011 г. № 519).

2. Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК.

РБ-068-11 (утверждено приказом Федеральной службы по экологическому,

технологическому и атомному надзору от 22 декабря 2011 г. № 729).

В.А. Гремячкин

Т.В. Берг

Рисунок П. 15 - Акт о применении результатов диссертационной работы

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.