Учет влияния эффектов старения систем конструкций и компонентов АЭС в вероятностном анализе безопасности
Диссертация
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… Читать ещё >
Содержание
- 1. ОБЗОР СОСТОЯНИЯ НИР И ПРАКТИКИ ПРИМЕНЕНИЯ ВАБ ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ СТАРЕНИЕМ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС
- 1. 1. НИР по количественной оценке влияния эффектов старения на риск при эксплуатации АЭС (US NRC, IRSN, CNSC, КАЕМ, ЕС JRC IE)
- 1. 2. Текущее состояние учета старения в моделях ВАБ
- 1. 3. Методы и подходы для учета старения активных элементов в ВАБ
- 1. 4. Наличие и представительность данных по надежности
- 1. 5. Учет старения в моделях ВАБ
- 1. 6. Выводы
- 2. РАЗРАБОТКА МЕТОДОЛОГИИ И ПРОЦЕДУРЫ УЧЕТА В МОДЕЛЯХ ВАБ УРОВНЯ 1 ЭФФЕКТОВ СТАРЕНИЯ СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ АЭС
- 2. 1. Общая постановка задачи
- 2. 2. Процедура качественного анализа влияния старения на функционирование СКК
- 2. 3. Алгоритмы статистической оценки тренда старения параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС
- 2. 4. Модели надежности, учитывающие старение СКК, и методы оценки показателей надежности, для последующего учета этих моделей в ВАБ
- 2. 5. Процедура расчета риска плавления активной зоны реактора (ВАБ уровня
- 2. 6. Выводы
- 3. ОПИСАНИЕ И ХАРАКТЕРИСТИКИ ОБЪЕКТОВ ИССЛЕДОВАНИЯ
- 3. 1. Определение исследуемых объектов
- 3. 2. Компоненты технологических систем безопасности
- 3. 3. Система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения
- 3. 4. Модель ВАБ для исходного события «большая течь из первого контура»
- 3. 5. Выводы
- 4. РЕЗУЛЬТАТЫ УЧЕТА В МОДЕЛЯХ ВАБ УРОВНЯ 1 ЭФФЕКТОВ СТАРЕНИЯ СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ АЭС
- 4. 1. Качественный анализ эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов электроприводной запорной арматуры системы аварийной подпитки
- 4. 2. Оценка тренда старения параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС
- 4. 3. Влияние эффектов старения на неготовность системы безопасности и частоту плавления активной зоны
- 4. 4. Выводы
Список литературы
- iaea.org/prQgrammes/ а2/
- US Nuclear Regulatory Commission (NRC) 2006−2007 Information Digest. NUREG-1350. Vol. 18/ US NRC Washington, DC, 2006. — 148 c.
- Швыряев Ю.В. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. / Ю. В. Швыряев и др. М.: ИАЭ им. И. В. Курчатова, 1992. — 266 с.
- Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реакторами типа ВВЭР. НП-006−98 (с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 15.01.96 № 1). / Госатомнадзор России, 1995. 127 с.
- Ершов Г. А. Оценка безопасности атомных энергетических объектов на стадии проектирования. / Г. А. Ершов, Ю. И. Козлов, А. С. Солодовников, А. С. Можаев // Тяжелое машиностроение 2004. — № 8. С. 33−39.
- Probabilistic Safety Analysis (PSA). YVL 2.8 / Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK), Helsinki, 2003. -9 c.
- Macsuga. G. Overview of the Hungarian regulatory approach in the area of PSA. / G. Macsuga // IAEA Technical Meeting on Comparison of WER-440 PSAs, VEIKI, Budapest, Hungary, 26−30 May 2003. Vienna: IAEA, 2003. -10 c.
- Patrik M. Living PSA A Support Framework for Risk Based Decision Making. / M. Patrik. // Proceedings of the International Conference PSAM5. -Osaka, Japan, 2000. — 14 c.
- Husarcek J. Regulatory Requirements and Applications on PSA in Slovakia. / J. Husarcek I I IAEA TC Meeting on Comparison of WER-440 PSAs, VEIKI, Budapest, Hungary, 26−30 May 2003. Vienna: IAEA, 2003. -8 c.
- Corenwinder F. Probabilistic Safety Assessment: uses withing nuclear regulation and practice. / F. Corenwinder // EUROSAFE Tribune. 2008. -№ 12. — C.10−12.
- Nyman R. The specific role of PSA and PSR: a Swedish regulatory perspective. / R. Nyman // EUROSAFE Tribune. 2008. — № 12. C. 13−15.
- Любарский А.В. Развитие и систематизация методик вероятностного анализа безопасности атомных электростанций : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. Наук: 05.14.03. / А.В. Любарский- ИАТЭ. Обнинск, 2003. 26 с.
- Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1). IAEA Safety Series No. 50-P-4. / Vienna, Austria: IAEA, 1992.- 132 c.
- Applications of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants. IAEA TECDOC Series No. 1200 / Vienna, Austria: IAEA, 2001. -104 c.
- An approach to use probabilistic risk assessment in risk-informed decisions on plant-specific changes to the licensing basis. US NRC Regulatory Guide 1.174. Rev. l / US NRC- Washington, DC, 2002. -41 c.
- Data Collection and Record Keeping for the Management of Nuclear Power Plant Ageing. Safety Series No. 50-P- 3 / IAEA Vienna, 1991. — 58 c.
- Methodology for Ageing Management of Nuclear Power Plant Component Important to Safety. IAEA-TRS-338 / IAEA Vienna, 1992. — 62 c.
- Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management Programme. Safety Report Series No. 15 / IAEA Vienna, 1999. — 45 c.
- Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока атомной станции, РД-04−31−2006/ Госатомнадзор России, 2006.- 13 с.
- Glossaire du vieillissement des centrales nucleaires / AEN OCDE Paris, France, 1999.- 131 c.
- Rapport DSR n° 1. Examen du programme de travail d’EDF pour la gestion du vieillissement des REP. Volumes A et B. Reunions des 4 et 11 decembre 2003./ IRSN Fontenay aux Roses, 2003. — 483 c.
- DGSNR DEP/SD2/0266/2005 du 2/09/05. REP. Gestion du Vieillissement des Installations/ ASN, Fontenay aux Roses, 2005. -9 c.
- Rodionov A. Elaboration of Reliability Data for Ageing PSA./ A. Rodionov // Proceedings of PSAM-08 International Conference, ASME Press New Orleans, USA, 2006. — 7 c.
- Rodionov A. A Case Study on Investigation of Component Age Dependent Reliability Models./ A. Antonov, V. Chepurko, A. Polyakov, A. Rodionov. // -EUR23079EN. Petten: EC DG JRC Institute for Energy- 2008. -213 c.
- Rodionov A. Qualitative approach for selection of Systems, Structures and Components to be considered in Ageing PSA./ M. Nitoi, A. Rodionov. EUR23446EN. Petten: EC DG JRC Institute for Energy- 2008. 110 c.
- Rodionov A. Components Selection for Ageing PSA of Armenian NPP Unit 2. / Sh. Poghosyan, A. Malkhasyan, A. Rodionov // Proceedings of PSA'2008 International Topical Meeting Knoxville, USA, 7−11 September 2008. ANS, La Grange Park, 2008. — 13 c.
- Rodionov A. PSA as a Tool for Evaluation of Ageing Effects no the Safety of NPPs./ A. Rodionov // Proceedings of PSA'2008 International Topical Meeting Knoxville, USA, 7−11 September 2008. ANS, La Grange Park, 2008. — 12 c.
- Rodionov A. Practical Issues in Component Aging Analysis. / D. Kelly, A. Rodionov, J-U. Klugel // Proceedings of PSA'2008 International Topical Meeting Knoxville, USA, 7−11 September 2008. ANS, La Grange Park, 2008. — 12 c.
- Родионов A.H. Разработка и исследование метода анализа старения в работе оборудования АЭС по информаци специфического вида./ А. В. Антонов, В. А. Чепурко, А. А. Поляков, А. Н. Родионов // Безопасность
- АЭС и подготовка кадров X Международная конференция: Тезисы докладов. Обнинск, 1−4 октября 2007 — Обнинск: ИАТЭ, 2007. — С. 128.
- Rodionov A. A shock model for assessing component aging reliability. /A.Rodionov, G.Celeux.// Proceedings of 22nd ESREDA seminar. Madrid: Eberdrola, 2002. 12 c.
- Rodionov A. Consideration of Ageing Problems for Nuclear Facilities. / A. Rodionov, J.-M. Mattei // Proceedings of 31st ESREDA seminar on Ageing. EUR22887EN, Luxemburg: OPEC, 2007. C. 209−221.
- Rodionov A. Aging PSA as a tool for evaluation of impact of aging and maintenance of SSC to the overall plant safety. / A. Rodionov, Ch. Kirchsteiger // Proceedings of 31st ESREDA seminar on Ageing. EUR22887EN, Luxemburg: OPEC, 2007. C. 19−30.
- Rodionov A. Training on Advanced Time-Dependent Reliability Data Analysis for NPP Safety Components / Petten, Netherlandsn, 6−10 October 2008.
- Антонов А. Учет эффекта старения при анализе надежности и безопасности энергоблоков АС. / А. Антонов, А. Поляков, А. Родионов. // Ядерная Энергетика. Известия ВУЗов. 2008. -Т.2/2008. С. 10−22.
- Rodionov A. Guidelines for Analysis of Data Related to Aging of Nuclear Power Plant Components and Systems. / A. Rodionov, D. Kelly, J.-U. Klugel.// Petten: EC DG JRC Institute for Energy, 2008. — 141 c.
- Rodionov. A. Overview of NPPs component reliability data collection with regards to time-dependent reliability analysis applications./ A. Rodionov. EUR23084EN. Petten: EC DG JRC Institute for Energy- 2008. 38 c.
- Rodionov A. Etude de faisabilite d’une EPS de niveau 1 prenant en compte le vieillissement des REP de 900 MWe. / A.Rodionov. // DES/SERS/316, Fontenay-aux-Roses: IRSN, 2002. — 130 c.
- Nuclear Plant Aging Research (NPAR) Program Plan. NUREG-1144. Rev.2. US NRC, June 91. -612 c.
- Choi S.Y. A Study on Data Analysis and Reliability Model by Considering Aging./ S.Y. Choi, S-J. Han, J.E. Yang. // Proceedings of EC Workshop on Use of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Evaluation of Impact of Ageing
- Effects on the Safety of Nuclear Power Plants. 15−16 November 2007, Budapest, Hungary.- EUR 23 078 EN, EC DG JRC, Petten, Netherlands, 2008. 12 c.
- Перегудов Ф.И. Введение в системный анализ./ Ф. И. Перегудов, Ф. П. Тарасенко, М.: Высшая школа, 1989. 367 с.
- Lannoy A. Evaluation et maitrise du vieillissement industriel. / A. Lannoy, H.Procaccia. Lavoisier, Paris, France, 2005. 386 c.
- Atwood C. Handbook of Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment. / C. Atwood, J. LaChance, H. Martz, D. Anderson, M. Englehardt, D. Whitehead, T.Wheeler. NUREG/CR-6823. US NRC, USA, 2003. 301 c.
- Procaccia H. Fiabilite des equipements et theorie de la desision statistique frequentielle et bayesienne. / H. Procaccia, C. Clarotti, L.Piepszownik. Eyrolles, France, 1992.-544 c.
- Vesely W. Risk evaluations of aging phenomena: the linear aging reliability model and its extensions. / W. Vesely NUREG/CR-4769. US NRC, USA, April 1987.-66 c.
- Vesely W. Component unavailability versus Inservice Test Interval (ITI): evaluation of component aging effect with applications to check valves./ W. Vesely, A. Poole, J. Jackson. NUREG/CR-6508. US NRC, USA, June 1997. -270 c.
- Lafaro L. Aging study of Boiling Water Reactor Residual Heat Removal System. / L. Lafaro, M. Subadhi, W. Gunter, W. Shier, R. Fullwood, J. Taylor. NUREG/CR-5268. US NRC, USA, June 1989. 201 c.
- Radulovich R. Aging effects on time dependent NPP component unavailability: an investigation of variations from static calculation. / R. Radulovich, W. Vesely, T. Aldemir. Nuclear Technology, Vol. 112, Octobre 1995. C. 21−40.
- Higgins J. Operating experience and aging assessment of Component Cooling Water Systems in PWR. / J. Higgins, R. Lofaro, M. Subduhi, R. Fullwood, J. Taylor. NUREG/CR-5052. US NRC, USA, June 1988. 199 c.
- Bacha M. Estimation de modeles de durees de vie fortement censuree. / M. Bacha, G. Celeux, E. Idee, A. Lannoy, D.Vasseur. Eyrolles, Paris, France, 1998.- 160 c.
- Lyonnet P. La maintenance: mathematiques et methods./ P.Lyonnet. Lavoisier, Paris, France, 1992. 368 c.
- RiskSpectrum PSA Professional User Manual. Relcon AB. Sweden, 2005. -57 c.
- Wels. H. Generic ageing characteristics of conventional power plants. Lessons learned from data-analysis a model for life extension planning. / H.Wels. NRG Report 911 569/07.81 244/C, Arnhem, Netherlands, February 2007. 54 c.
- Proritization of TIRGALEX recommended components for further aging research. NUREG/CR-5248. US NRS, USA, 1988. — 206 c.
- Blombach J. Does Ageing of NPPs Require the Incorporation of Time Dependent Failure Rates in PSA Models. / J. Blombach, K.-U.Brahmstaedt, L.Camarinopoulos. // Proceedings of 31st ESREDA seminar on Ageing. Smolenice Castle, Slovakia, 2006. C. 191−198.
- Антонов А.В. Метод учета априорной информации при определении надежности оборудования ядерных энергетических установок./ А. В. Антонов, В. А. Острейковский, А. А. Петренко. Обнинск, ФЭИ, 1982. -12 с.
- Антонов А.В. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. / А. В. Антонов, В. А. Острейковский. М. Энергоатомиздат, 1993. 368 с.
- Vesely W. Evaluations of Core Melt Frequency Effects due to Component Aging and Maintenance./ W. Vesely, R. Kurth, S.Scalzo. NUREG/CR-5510. US NRC. USA, June 1990. 230 c.
- Bendat J.S. Random data: analysis and measurement procedures. / J.S. Bendat, A.G. Piersol. New York: Wiley- 1986. 624 c.
- Kendall M.G. Rank correlation methods. / M.G. Kendall. London: Griffin & Co- 1970.-202 c.
- Cramer H. Mathematical methods of statistics, / H.Cramer. Princeton Univ. Press, Princeton, N.-Y. 1946. 575 c.
- Bickel P. Mathematical Statistics. Basic Ideas and Selected Topics. / P. Biclcel, K. Doksum V.l. Prentice Hall. New Jersey. 2001. 556 c.
- Kendall M.G. The Advanced Theory of Statistics, V.2./ M.G.Kendall, A. Stuart. London: Griffin & Co- 1963. 690 c.
- Rao C. Linear Statistical Inference and Its Applications. / C. Rao. John Wiley and Sons, N.-Y. 1973. 522 c.
- А.Антонов. Системный анализ. / Антонов А. В. Москва, Издательство Высшая школа, 2004. 454 с.
- Reactor Safety Study. An assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plants. WASH-1400(NUREG-75/014). US NRC, 1975.- 198c.