Вероятностный анализ аварийных сценариев больших течей первого контура реакторной установки типа ВВЭР

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.

1. Верификация 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.

2. 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.2020.97.3.003

3. Жолнерович 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.

4. 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.

5. The PSA analysis of PWR emergency coolant injection availability following SBLOCA / M. Borysiewicz [et al.] // Nukleonika. – 2013. – Vol. 58, № 2. – Р. 307−316.

6. 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/10.1155/2021/9423176

7. Hirata, 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.

8. 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.2018.10011305

9. Mikhalycheva, 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.

10. Острейковский, В. А. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ / В. А. Острейковский, Ю. В. Швыряев. – М.: Физматлит, 2008. – 352 с.

11. 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.