vestiftИзвестия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наукProceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series1561-83582524-244XThe Republican Unitary Enterprise Publishing House "Belaruskaya Navuka"10.29235/1561-8358-2024-69-3-253-264vestift-855Research ArticleДИАГНОСТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНИЧЕСКИХ И ПРИРОДНЫХ СИСТЕМDIAGNOSTICS AND SAFETY OF TECHNICAL AND ENVIRONMENT SYSTEMSВероятностный анализ аварийных сценариев больших течей первого контура реакторной установки типа ВВЭРProbabilistic safety analysis of the large primary circuit leakages accident scenarios in the VVER-reactorМихалычеваЭ. А.MikhalychevaE. A.

Михалычева Эллина Александровна – старший научный сотрудник

а/я 119, 220109, Минск

Elina A. Mikhalycheva – Senior Researcher

P. O. Box 119, 220109, Minsk

ella_mikh@mail.ruТрифоновА. Г.TrifonovA. G.

Трифонов Александр Георгиевич – доктор технических наук, профессор, заведующий лабораторией

а/я 119, 220109, Минск

Alexander G. Trifonov – Dr. Sci. (Engineering), Professor, Head of Laboratory

P. O. Box 119, 220109, Minsk

tral@sosny.bas-net.byОбъединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны Национальной академии наук БеларусиJoint Institute for Power and Nuclear Research – Sosny of the National Academy of Sciences of Belarus202407102024693253264Copyright © Михалычева Э.А., Трифонов А.Г., 20242024Михалычева Э.А., Трифонов А.Г.Mikhalycheva E.A., Trifonov A.G.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/855

В рамках оценки безопасности АЭС с реактором ВВЭР выполнен вероятностный анализ аварийных сценариев с большими течами первого контура, которые имеют небольшую частоту возникновения, однако последствия развития такого аварийного процесса могут вызвать тяжелую аварию с повреждением ядерного топлива в реакторе и требуют тщательного исследования. При проведении вероятностного анализа разработаны логико-вероятностные модели методом построения деревьев событий с использованием программного кода RiskSpectrum. Вероятностный анализ аварийных сценариев больших течей первого контура эквивалентных диаметров Ду 249–850 мм позволил выявить критические пути и вероятности развития аварийных последовательностей, определить наиболее значимых вкладчиков в снижение безопасности реакторной установки. Критическим путем развития аварии с большими течами при работе энергоблока во всех режимах работы является аварийная последовательность (АП) с течью трубопровода к компенсатору давления. Наибольший вклад в невыполнение функций безопасности при возникновении больших течей первого контура вносят отказы по общим причинам элементов системы аварийного впрыска низкого давления теплоносителя в первый контур, а также элементов обеспечивающих систем. На основании результатов проведенных исследований разработаны рекомендации по повышению надежности выполнения системами функций безопасности при возникновении больших течей первого контура во всех эксплуатационных состояниях энергоблока АЭС.

Probabilistic safety analysis of the loss of coolant accidents in the VVER-type reactor plant has been performed taking into account the internal initiating events of the reactor primary circuit large leakages. Swedish program code RiskSpectrum PSA was used for probabilistic safety analysis. Logical probabilistic models of the accident scenarios of the large primary circuit leakages in the VVER-type reactor were developed taking into account different operation modes of the power plant unit. Critical paths and probabilities of the accident scenarios occurrence of the large leakages were identified. The critical path of development of the reactor primary circuit large leakages accident with large leakages of 140–346 mm diameters is the accident sequence with a leak in the pipeline to the reactor pressurizer vessel. It has been established that the greatest contribution to the failure of safety functions during this initiating event is made by the failures due to common causes of the supporting systems (cooling and ventilation systems), critical consumers cooling circuit, emergency injection system. The critical path of the accident with large leakages of 346–850 mm diameters is the accident sequence with the rupture of any of the four primary circuit loops. The greatest contribution to the failure of safety functions during this initiating event is made by the failures due to common causes of the emergency injection system elements. Based on the accident analysis, recommendations for increase of performance reliability of safety functions during the large leakages accidents under all operation states of the nuclear power plant unit were given. In order to increase reliability of safety systems, it is necessary to eliminate failures due to common causes of equipment, increase the reliability of operation of supporting systems, change the maintenance and checking equipment procedures.

атомная электростанциявероятностный анализаварийные сценариисистемы безопасностиисходные события аварийлогико-вероятностные моделитечи первого контура реактораnuclear power plantprobabilistic safety analysisaccident scenariossafety systemsinitiating eventsprobabilistic safety modelsreactor primary circuit leakagesработа подготовлена в рамках выполнения Государственной программы научных исследований «Энергетические системы, процессы и технологии» на 2021–2025 годы, задание 3.1.05, НИР 2 «Разработка логико-вероятностной модели протекания аварийного сценария больших течей первого контура в реакторной установке типа ВВЭР. Выявление наиболее значимых вкладчиков в снижение безопасности реакторной установки».the work was prepared as part of the implementation of the State Research Program “Energy systems, processes and technologies” for 2021–2025, task 3.1.05, research 2 “Development of a logical and probabilistic model for the occurrence of an emergency scenario of large primary circuit leaks in a VVER-type reactor plant. Identification of the most significant contributors to reducing the safety of the reactor plant”.ReferencesВерификация расчетных кодов ТЕЧЬ-М, КОРСАР/ГП по результатам экспериментов на крупномасштабном стенде ГЕ2М-ПГ / А. В. Морозов [и др.] // Изв. вузов. Ядер. энергетика. – 2012. – № 3. – С. 129–139.Morozov A. V., Remizov O. V., Kalyakin D. C., Asiunin V. I., Schekoldin V. I., Zaitcev S. I., Zakutaev M. O. Verification of TECH-M and KORSAR/GP Computer Codes on the Basis of Experimental Results Obtained on Large-scale Test Facility GE2M-PG. Izvestiya vuzov. Yadernaya Energetika, 2012, no. 3, pp 129–139 (in Russian).Кавун, О. Ю. Разработка методики расчета давления в первом контуре в условиях больших течей в моделях экспресс-оценки для информационно-аналитического центра Ростехнадзора / О. Ю. Кавун, Г. Р. Пипченко // Ядер. и радиац. безопасность. – 2020. – № 3 (97). – С. 23–31. https://doi.org/10.26277/SECNRS.2020.97.3.003Kavun O. Yu., Pipchenko G. R. Development of methodology for primary circuit pressure calculations in case of large break loss of coolant accident in models for rapid assessment for information analytical center of Rostechnadzor. Nuclear and Radiation Safety, 2020, no. 3(97), pp. 23–31 (in Russian). https://doi.org/10.26277/SECNRS.2020.97.3.003Жолнерович А. Ю. Анализ аварий с потерей теплоносителя [Электронный ресурс] / А. Ю. Жолнерович // Актуальные проблемы энергетики – 2022: материалы студенч. науч.-техн. конф. / сост.: И. Н. Прокопеня, Т. А. Петровская; редкол.: Е. Г. Пономаренко (предс.) [и др.]. – Минск: БНТУ, 2022. – С. 350–354. – Режим доступа: https://rep.bntu.by/handle/data/126012. – Дата доступа: 15.01.2024.Zholnerovich A. Yu. Analysis of accidents with loss of coolant. Aktual’nye problemy energetiki – 2022: materialy studencheskoi nauchno-tekhnicheskoi konferentsii [Actual Problems of Energy – 2022: Materials of the Student Scientific and Technical Conference]. Minsk, BTSU, 2022, pp. 350–354 (in Russian). Availiable at: https://rep.bntu.by/handle/data/126012 (accessed 15 January 2024).Белозеров, В. И. Аварийные и переходные режимы на АЭС с реактором ВВЭР-1000: учеб. пособие / В. И. Белозеров, М. М. Жук, Н. И. Гераскин. – М.: НИЯУ МИФИ, 2019. – 176 с.Belozerov V. I., Zuk M. M., Geraskin N. I. Accident and Transient Regimes at the NPP whith VVER-1000 Reactor. Moscow, TSNU MIFI, 2019. 176 p. (in Russian).The PSA analysis of PWR emergency coolant injection availability following SBLOCA / M. Borysiewicz [et al.] // Nukleonika. – 2013. – Vol. 58, № 2. – Р. 307−316.Borysiewicz M., Bronowska K., Kopka P., Kowal K., Kwiatkowski T., Prusiński A. M., Prusiński P. A., Siess G. The PSA analysis of PWR emergency coolant injection availability following SBLOCA. Nukleonika, 2013, vol. 58, no. 2, pp. 307–316.Analysis and Estimation of Core Damage Frequency of Flow Blockage and Loss of Coolant Accident: A Case Study of a 10 MW Water-Water Research Reactor-PSA Level 1 / F. Ameyaw [et al.] // Sci. Technol. Nucl. Installations. – Vol. 2021. – 17 p. – Art. ID 9 423176. https://doi.org/10.1155/2021/9423176Ameyaw F., Abrefah R., Yamoah S., Birikorang S. Analysis and Estimation of Core Damage Frequency of Flow Blockage and Loss of Coolant Accident: A Case Study of a 10 MW VV-type Research Reactor – PSA Level 1. Science and Technology of Nuclear Installations, 2021, vol. 2021, art. ID 9 423176. 17 p. https://doi.org/10.1155/2021/9423176Hirata, D. M. Estimative of core damage frequency in IPEN’s IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of flow caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuitPSA Level 1 [Electronic resource] / D. M. Hirata, G. Sabundjian // 2011 International Nuclear Atlantic Conference – INAC 2011 Belo Horizonte,MG, Brazil, October 24–28, 2011 / Associação Brasileira de Energia Nuclear – ABEN. – Mode of access: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/42/105/42105222.pdf. – Date of access:15.01.2024.Hirata D. M., Sabundjian G. Estimative of core damage frequency in IPEN’s IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of flow caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuitPSA Level 1. 2011 International Nuclear Atlantic Conference – INAC 2011 Belo Horizonte, MG, Brazil, October 24–28, 2011. Availiable at: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/42/105/42105222.pdf (accessed 15 January 2024).Ryabinin, I. A. Quantitative examples of safety assessment using logical-probabilistic methods / I. A. Ryabinin, A. V. Strukov // Int. J. Risk Assessment and Management (IJRAM). – 2018. – Vol. 21, № 1/2. – P. 4–20. https://10.1504/IJRAM.2018.10011305Ryabinin I. A., Strukov A. V. Quantitative examples of safety assessment using logical-probabilistic methods. International Journal of Risk Assessment and Management (IJRAM), 2018, vol. 21, no. 1/2, pp. 4–20. https://10.1504/IJRAM.2018.10011305Mikhalycheva, E. Probabilistic Safety Analysis of the Large LOCA Accident in the VVER-Reactor Plant / E. Mikhalycheva, K. Artemyeva // Nonlinear Dynamics and Applications: Proc. of the Twenty Nine Anniversary Seminar NPCS’2022. – 2022. – Vol. 28. – P. 210–218.Mikhalycheva E., Artemyeva K. Probabilistic Safety Analysis of the Large LOCA Accident in the VVER-Reactor Plant. Nonlinear Dynamics and Applications: Proceedings of the Twenty Nine Anniversary Seminar NPCS’2022, 2022, vol. 28, pp. 210–218.Острейковский, В. А. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ / В. А. Острейковский, Ю. В. Швыряев. – М.: Физматлит, 2008. – 352 с.Ostreikovskii V. A. Safety of Nuclear Power Plants. Probabilistic Safety Analysis. Moscow, Fismatlit Publ., 2008. 352 p. (in Russian).Mikhalycheva E. Probabilistic Safety Assessment of Spent Fuel Pool Cooling System Taking Into Account Internal Events and Internal Hazards / E. Mikhalycheva // Nonlinear Dynamics and Applications: Proc. of the Twenty Eight Anniversary Seminar NPCS’2021. – 2021. – Vol. 27. – P. 315–322.Mikhalycheva E. Probabilistic Safety Assessment of Spent Fuel Pool Cooling System Taking Into Account Internal Events and Internal Hazards. Nonlinear Dynamics and Applications: Proceedings of the Twenty Eight Anniversary Seminar NPCS’2021, 2021, vol. 27, pp. 315–322.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.