В. Л. Шаблов общая характеристика работы

Вид материала

Содержание

Антонов Александр Владимирович
Общая характеристика работы
Содержание работы
Вторая глава
В разделе 2.2
В разделе 2.5
Третья глава
В разделе 4.2
Основные результаты и выводы
Результаты диссертации опубликованы

Подобный материал:

На правах рукописи

УДК 621.039.586 621.039.5

Родионов Андрей Николаевич

Учет влияния эффектов старения систем конструкций и компонентов АЭС в вероятностном анализе безопасности

Специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

А В Т О Р Е Ф Е Р А Т

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук.

Обнинск-2009

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Обнинский государственный технический университет атомной энергетики и Институте Энергии Объединенного Исследовательского Центра при Европейской Комиссии (EC JRC IE)

Научный руководитель — доктор технических наук, профессор Антонов Александр Владимирович

Официальные оппоненты - доктор технических наук, профессор Ершов Геннадий Алексеевич

кандидат технических наук Токмачев Геннадий Владимирович

Ведущая организация – Всероссийский Научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций, г. Москва

Защита состоится «22» апреля 2009 в 14-00 часов на заседании диссертационного совета Д 212.176.01 при Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики по адресу: 249040, г. Обнинск, Калужской обл., Студгородок, 1, зал заседаний ученого совета.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Обнинского государственного технического университета атомной энергетики

Автореферат разослан «______» 2009 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.176.01,

доктор физико-математических наук, профессор В.Л. Шаблов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. В настоящее время все больше и больше эксплуатирующих организаций в России и в мире ориентируются на продление проектного срока службы АЭС.

Это означает, что в ближайшие десять лет управление старением и продление срока службы будут ключевыми вопросами, связанными с анализом и обоснованием безопасности АЭС.

Для выполнения программ по управлению старением и продлению сроков службы разработаны национальные и международные стандарты и руководства, но все они базируются на детерминистском подходе.

Детерминистские подходы рассматривают старение отдельных систем конструкций и компонентов (СКК) АЭС и не дают ответа на вопрос, как влияет старение различных СКК на глобальный уровень безопасности блока, какова динамика этого влияния во времени и какие механизмы старения и компоненты оказывают наибольшее воздействие на риск при эксплуатации АЭС.

Модели вероятностного анализа безопасности (ВАБ) позволяют охарактеризовать влияние отказов/неготовности отдельных компонентов на глобальный уровень безопасности, используя показатели риска, такие как частота плавления активной зоны (ЧПАЗ) и частота аварийных радиоактивных выбросов за пределы площадки АЭС. Кроме того, результаты ВАБ позволяют определить значимость той или иной системы или компонента с точки зрения влияния его отказа/неготовности на ЧПАЗ, а также идентифицировать наиболее опасные с точки зрения риска состояния реактора и группы возможных исходных событий аварий (ИСА).

Несмотря на то, что ВАБ является одним из обязательных элементов анализа безопасности, современные модели ВАБ не учитывают возможное влияние старения на вероятность отказов оборудования и частоты возникновения ИСА. Основным допущением при моделировании в ВАБ является допущение о постоянстве интенсивности отказов во времени.

Для решения задачи учета влияния эффектов старения в ВАБ необходима разработка методов и процедур, позволяющих на основании имеющихся данных идентифицировать СКК, наиболее чувствительные к эффектам старения, получать характеристики надежности СКК как функции от времени эксплуатации и проводить расчет глобальных показателей риска с учетом возраста блока.

Задача исследования - разработка методологии и процедуры учета в моделях ВАБ уровня 1 эффектов старения систем и оборудования АЭС.

Объектами исследования являются :

Принципы и методы разработки ВАБ уровня 1 энергоблоков с легководными реакторами (PWR);
системы и оборудование, учитываемые в модели ВАБ уровня 1;
расчетная программа для оценки риска RiskSpectrum;
данные по надежности оборудования;
статистические методы оценки надежности оборудования с учетом старения.

Цели исследования – обосновать применимость вероятностных подходов при анализе безопасности стареющих блоков АЭС, а также определить условия и границы применения принципов и методов выполнения ВАБ уровня 1 с учетом эффектов старения.

Границы исследования

В данной работе под «старением» понимается общий процесс, при котором характеристики систем конструкций и компонентов постепенно изменяются со временем или в результате использования.

Предлагаемые методы, алгоритмы и процедуры применимы, в основном, для активных компонентов систем важных для безопасности (СВБ) при наличии качественных статистических данных по надежности, полученных из опыта эксплуатации. Методы расчета надежности могут применяться как для расчета частот ИСА (относительно частые события, типа, переходных процессов с нарушением теплообмена и т.п.), так и для расчетов неготовности функций/систем безопасности.

Демонстрационные расчеты проведены с использованием модели ВАБ уровня 1 для реакторов типа PWR для внутренних исходных событий и учитывающих состояния «реактор на мощности» и «горячий останов».

Научная новизна

Основным научным достижением работы является разработка комплексного подхода для оценки влияния старения активных компонентов систем безопасности на глобальный уровень безопасности, используя инструмент ВАБ, который включает следующие шаги :

Отбор СКК, чувствительных к старению для учета в ВАБ.
Разработка методов расчета надежности компонентов как функций от времени на основании данных, полученных из опыта эксплуатации.
Учет в моделях ВАБ методов и процедур расчета надежности оборудования и анализ риска как функции от возраста блока.

В рамках разработанного комплексного подхода следующие элементы обладают признаками научной новизны :

Впервые предложен метод качественного анализа влияния эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов компонента на работоспособность систем, анализируемых в ВАБ;
Впервые предложен и апробирован метод «двух ячеек» для анализа тренда параметра потока отказов;
Впервые предложено использование метода инверсий для анализа тренда параметра потока отказов для исходных данных, цензурированных на интервале;
Впервые предложена процедура использования обобщенной регрессионной линейной модели для расчета показателей надежности СКК, включающая проверку нескольких альтернативных моделей, выбор наиболее достоверной, расчет показателей модели, проведение анализа наличия/отсутствия тренда параметра потока отказов и оценку неопределенностей интерполяции и экстраполяции во времени функции параметра потока отказов;
Впервые предложен и апробирован алгоритм оценки риска как функции возраста блока для модели ВАБ уровня 1 легководных реакторов с водой под давлением (PWR) с использованием расчетного кода RiskSpectrum.

Достоверность научных положений, полученных результатов и выводов обеспечивается результатами научно-технического анализа и экспертизой проведенных исследований, выполненных ведущими специалистами международной сети по использованию ВАБ для оценки воздействия старения на безопасность энергетических установок (Ageing PSA Network). Для всего диапазона исследования проводился анализ неопределенностей, как стохастического, так и эпистемического характера. Проведена работа по анализу источников первичных данных. Для наиболее неопределенных данных проводился анализ чувствительности с целью исследования влияния отдельных параметров на результаты и выводы.

Практическая значимость работы:

1. Разработанные теоретические модели доведены до инженерных методик, использованных при выполнении анализа рисков при эксплуатации PWR в рамках экспертизы программ по управлению процессами старения оборудования на АЭС Франции; при определении СКК важных с точки зрения риска и чувствительных к эффектам старения на исследовательском реакторе TRIGA, Румыния; при подготовке отчета по переоценке безопасности АЭС Гозген, Швейцария.

2. Применение результатов диссертационного исследования позволило обосновать ряд мероприятий по повышению безопасности энергоблоков PWR 900 МВт.

3. Методические положения, разработанные при выполнении работы, использованы при создании Институтом Энергии (EC JRC IE) руководств и методических документов по учету эффектов старения в ВАБ.

Личный вклад автора

Диссертация является результатом исследований, выполненных автором как самостоятельно, так и в сотрудничестве с участниками координируемой им международной сети Ageing PSA Network, при содействии руководства Института энергии (EC JRC IE) и Обнинского государственного технического университета атомной энергетики.

Автором лично разработаны :

общий подход к учету эффектов старения СКК в ВАБ, процедура выбора и определения наиболее важных компонентов и типов отказов для детального моделирования в ВАБ на основании результатов качественного анализа, оценки важности компонента с точки зрения риска и анализа тренда потока отказов, с использованием статистических данных из опыта эксплуатации;
процедура качественного анализа эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов компонента на работоспособность систем, моделируемых в ВАБ;
адаптация теоретических методов выбора моделей и расчета показателей надежности компонентов к существующей практике сбора и обработки первичных данных по надежности, что позволило сформировать набор исходных данных для модели ВАБ;
алгоритм оценки риска как функции возраста блока, модель ВАБ уровня 1 для PWR 900 MWt с учетом старения СКК.

На всех этапах выполнения диссертационной работы автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследования и принимал непосредственное участие в проведении исследовательских работ, анализе результатов, выпуске отчетов, докладов и подготовке нормативных документов.

Положения, выносимые на защиту:

1. Процедуры качественного анализа влияния старения, стратегии технического обслуживания итипов отказов на качество функционирования СКК.

2. Алгоритмы статистической оценки тренда параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС, основанные на использовании обобщенных регрессионных моделей.

3. Модели надежности, учитывающие старение СКК, и методы оценки показателей надежности, для использования в моделях ВАБ, которые позволяют обоснованно подходить к переоценке безопасности и разрабатывать мероприятия по ее повышению для АЭС, длительное время находящихся в эксплуатации.

4. Алгоритмы расчета риска плавления активной зоны реактора в зависимости от возраста энергоблока для модели ВАБ уровня 1 с использованием расчетного кода RiskSpectrum.

Апробация работы

Основные результаты работы докладывались на международных конференциях и семинарах, как в России, так и за рубежом :

ANS PSA’2008 International Topical Meeting. 7-11 September 2008, Knoxville, USA (PSA’2008).
IAEA Regional Workshop on Reliability Data Bases for WWERs, Moscow, Russian Federation, 10-14 March 2008.
Безопасность АЭС и подготовка кадров – Х Международная конференция. Обнинск, ИАТЭ, 2007.
IAEA Second International Symposium on Nuclear Power Plant Life Management. 15-18 October 2007. Shanghai, China (PLIM 2007).
ASME 8th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management. May 14-18, 2006, New Orleans, Louisiana, USA (PSAM 2006).
31st ESREDA seminar on “Ageing”. 7-8 November 2006, Smolenice Castle, Slovakia.
22nd ESREDA seminar on “Maintenance Management and Optimization”. 27-28 May 2002, Madrid, Spain.

Публикации

Основные результаты диссертации опубликованы в 14 работах, в том числе 3 статьи в научно-технических журналах, 10 публикаций в сборниках трудов конференций и семинаров, 1 учебно-методическоe руководствo.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и 7 приложений. Работа изложена на 214 страницах, в том числе основного текста 145 страниц, включая 33 рисунка, 12 таблиц и список литературы из 87 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность, научная новизна и практическая ценность работы, сформулированы цели и задачи диссертационного исследования.

Первая глава посвящена обзору современного состояния НИР и практике применения ВАБ для управления старением энергоблоков АЭС. Показано, что задача влияния эффектов старения СКК на глобальную оценку риска является актуальной проблемой исследований в Европе и других странах эксплуатирующих АЭС. Активные научные исследования проводятся в организациях Европейской Комиссии, Франции, Канады, Швейцарии, Южной Кореи и США.

Проведен анализ учета эффектов старения в ВАБ, который в первую очередь связан с ревизией основных допущений ВАБ принятых при:

моделировании аварийных последовательностей,
формулировке критериев успеха систем безопасности,
расчете показателей надежности СКК и, в частности, допущения о постоянстве интенсивности отказов (вероятности отказа на требование) во времени.

Показано, что с точки зрения модели ВАБ, влияние эффектов старения может учитываться на различных структурных уровнях: деревья событий и/или деревья отказов, параметров надежности СКК.

На основании проведенного анализа сделан вывод о том, что с точки зрения чувствительности результатов оценки риска к эффектам старения СКК, в первую очередь можно рассматривать отказы активных элементов СБ. При наличии достаточной статистики, анализ влияния старения активных элементов на безопасность блока может быть выполнен следующим образом :

предварительный анализ статистических данных по надежности,
выбор и валидация модели надежности, расчет показателей надежности,
подготовка набора исходных данных для учета в моделях ВАБ,
проведение оценки риска с учетом старения.

Проанализированы методы предварительного анализа данных : графический анализ и методы непараметрической проверки гипотезы о наличии тренда. При корректном представлении исходных данных, эти методы позволяют быстро оценить первичные данные и дают представление о таких важных атрибутах, как гомогенность выборки, наличие приработочных отказов, уровень неопределенности и значимости оценок.

Обзор методов и моделей надежности показал, что предлагаемые в научной литературе модели надежности СКК могут быть адаптированы для использования в ВАБ. Для практического применения, модели надежности должны учитывать следующие аспекты :

режим работы оборудования,
тип отказа,
возраст оборудования,
стратегия периодических испытаний,
стратегия техобслуживания.

Однако при всем разнообразии предлагаемых моделей, основным фактором, ограничивающим их применение, является наличие представительных и доступных исходных данных. При этом рекомендуется выбирать наиболее простые двухпараметрические модели надежности и проводить детальный анализ при расчете параметров модели, оценке неопределенностей и экстраполяции результатов.

Проведен подробный анализ возможных источников первичных данных по надежности, который показывает, что в целом можно выделить три типа источников данных :

данные из опыта эксплуатации АЭС,
данные из опыта эксплуатации аналогичного оборудования в других отраслях промышленности,
данные ускоренных испытаний на надежность.

При этом данные по надежности из опыта эксплуатации АЭС являются наиболее доступными и представительными для ВАБ.

Из опыта НИР, проведенных в данной области, можно перечислить следующие количественные характеристики риска, которые могут быть использованы для анализа влияния старения на безопасность :

влияние старения компонентов системы на неготовность СБ,
экстраполяция параметра неготовности СБ до окончания срока службы,
влияние старения компонентов и систем на частоту плавления активной зоны реактора и экстраполяция этой зависимости до окончания срока службы,
важность и чувствительность эффектов старения систем и оборудования с точки зрения риска плавления АЗ,
изменение со временем основных вкладчиков в риск (профиль риска).

Примеры практического применения ВАБ для учета влияния эффектов старения и различных вариантов стратегии техобслуживания на частоты плавления активной зоны, позволяет говорить о возможности приоритизации стратегии техобслуживания наиболее чувствительных элементов с учетом риска.

Вторая глава посвящена разработке методологии и процедуры учета в моделях ВАБ уровня 1 эффектов старения СКК АЭС.

В разделе 2.1 изложена общая постановка задачи.

Предложен подход для анализа и учета старения активных компонентов СБ и СВБ в модели ВАБ, который включает следующие подзадачи :

проведение качественного анализа эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов компонента на работоспособность систем, моделируемых в ВАБ.
выбор компонентов и типов отказов для детального моделирования в ВАБ на основании результатов качественного анализа, оценки важности компонента с точки зрения риска и анализа тренда потока отказов, с использованием статистических данных из опыта эксплуатации.
выбор моделей и расчет показателей надежности компонентов, формирование набора исходных данных для модели ВАБ.
оценка риска как функции возраста блока, анализ вкладчиков и анализ значимости.

В разделе 2.2 представлена детальная процедура выполнения подзадачи качественного анализа влияния старения на функционирование СКК.

Целью качественного анализа влияния старения и типов отказов компонента на работоспособность системы является определение типов отказов, связанных со старением оборудования, и их приоритизация с учетом возможных последствий.

Задачей анализа является установление связи между возможным механизмом старения и типом отказа компонента; и определение критичности этой связи с точки зрения готовности системы к выполнению функции безопасности.

Результатами анализа являются

приоритизация компонентов и типов отказов системы, наиболее чувствительных к воздействию старения,
систематизированная информация о стратегии контроля и техобслуживания, необходимая для принятия допущений при выборе модели надежности компонента для ВАБ.

Подробно представлены основные этапы анализа :

1. Группировка однотипных компонентов СБ и СВБ с учетом проектно-конструкторских характеристик, условий функционирования и стратегии проверок, испытаний и техобслуживания (ТО).

2. Для каждой группы однотипных компонентов, выбор компонента наиболее представительного с точки зрения возможных эффектов старения (наименьшие конструкционные запасы по прочности, наибольшие нагрузки при эксплуатации, и т.д.) и критичности по отношению к выполняемой функции безопасности.

3. Для каждого наиболее представительного компонента, определение возможных механизмов старения, которые могут проявляться и развиваться в определенных частях и зонах компонента.

4. Определение типов отказов, которые могут возникнуть по причине развития механизма старения. Установление возможного влияния на работоспособность системы данного типа отказа компонента.

5. Характеристика возможности проявления и развития механизма старения и его важности с точки зрения возникновения отказа определенного типа.

6. Характеристика эффективности контроля за механизмами старения и типами отказов (мониторинг, периодические испытания, ТО и т.п.).

7. Для каждого типа отказов, делается заключение по следующим вопросам :

степень критичности типа отказа и соответствующего механизма старения с точки зрения выполнения системой функции безопасности,
эффективность обнаружения отказа данного типа в результате периодических проверок и испытаний,
степень восстановления компонента (устранение воздействия механизма старения) в результате предупредительного ТО.

8. Документирование результатов анализа.

Как видно из вышеизложенного, основное отличие метода качественного анализа влияния старения на функционирование СКК от классического анализа типов отказов и их влияния на функционирование системы состоит в добавлении новых элементов к связи «элемент компонента – тип отказа – работоспособность системы». В результате качественого анализа влияния старения на функционирование СКК устанавливается связь «элемент компонента – механизм старения - тип отказа – эффективность контроля и техобслуживания - работоспособность системы».

С практической точки зрения результаты классического анализа типов отказов и их влияния на функционирование системы, выполненного в рамках ВАБ (задача «Анализ Систем») или программы оптимизации ТО, могут быть использованы в качестве основы для проведения качественного анализа влияния старения на функционирование СКК.

К преимуществам качественного анализа влияния старения на функционирование СКК относятся системность при определении и приоритизации типов отказов, связанных с конкретным механизмом старения и частей/элементов оборудования, чувствительных к этому механизму старения. В дополнение, такой подход позволяет определить и обосновать меры по снижению влияния старения на функционирование системы, касающиеся :

улучшения/изменения условий эксплуатации (окружающая среда, нагружения при нормальном и аварийных режимах работы, и т.п.),
изменения/оптимизации условий и объема контроля и периодических испытаний,
оптимизации стратегии техобслуживания и ремонтов оборудования.

В разделе 2.3 представлены методы статистической оценки тренда параметра потока отказов, с использованием данных из опыта эксплуатации.

На этапе выбора компонентов и типов отказов, анализ данных по надежности может ограничиваться проверкой правильности гипотезы о постоянстве параметра (интенсивности) потока отказов оборудования. Такая проверка может проводиться двумя способами : графический и статистический анализ тренда.

В разделе представлены статистические методы, которые применялись для анализа тренда потока отказов с использованием статистических данных из опыта эксплуатации :

непараметрические методы проверки гипотезы о наличии / отсутствии тренда (метод инверсий и метод «двух ячеек»),
параметрический метод проверки гипотезы о наличии / отсутствии тренда с помощью критерия Пирсона.

Раздел 2.4 описывает процедуру формирование набора исходных данных для модели ВАБ, которая включает четыре этапа :

1. Определение типов и моделей надежности (неготовности) для элементарных событий, связанных с компонентами, чувствительными к эффектам старения.

2. Выбор модели надежности и определение номенклатуры данных для расчета параметров модели.

3. Сбор и обработка данных, расчет параметров надежности.

4. Расчет показателей неготовности, как функции возраста блока для подстановки в модели ВАБ.

В разделе излагаются цели, задачи, исходные данные и требования к представлению результатов для каждого из этапов.

При этом для представления функции интенсивности отказов предлагается использовать несколько интерпретаций обобщенной линейной модели :

постоянная (независимая от времени) : = сonst;
линейная : ;
лог-линейная : ;
Вейбулла : .

Во всех этих формулах ₂ является параметром «старения». Интенсивность отказов является возрастающей функцией от времени, если _

Критерием для выбора модели является максимальное значение уровня значимости при принятии гипотезы согласия.

В разделе 2.5 представлена процедура расчета риска плавления активной зоны реактора с учетом эффектов старения СКК. Процедура ориентирована на практическое применение предполагающее проведение анализа результатов расчетов в зависимости от возраста блока на следующих уровнях :

изменение ЧПАЗ,
изменение вклада различных групп ИСА в ЧПАЗ,
изменение перечня доминантных минимальных сечений,
изменение факторов риска.

Для этого предлагается использовать метод ступенчатого приближения, который учитывает усредненные (постоянные) на интервалах времени [t_i, t_i₊₁] значения интенсивности отказов, вероятности отказа на требование или неготовности из-за внепланового техобслуживания. В общем виде расчет среднего значения на интервале [t_i, t_i₊₁], производится по формуле :

_ср(t_i i+1) = ò(t)dt/( t_i+1- t_i).

Предложенные методы и процедуры ориентированы на максимальное использование информации и моделей, полученных при разработке ВАБ уровня 1, включая первичные данные по надежности СКК. Методы просты в применении и не требуют разработки и использования дополнительных расчетных программ. Итоговые расчеты риска плавления активной зоны могут выполняться с помощью широко распространенных программно-расчетных комплексов, таких как RiskSpectrum PSA Professional или SAPHIRE.

Третья глава посвящена описанию объекта исследования.

В качестве объекта исследования в данной работе определена модель ВАБ уровня 1 для блока АЭС с реактором PWR, разработанная для внутренних исходных событий и учитывающая состояния «реактор на мощности» и «горячий останов».

Для демонстрации основных положений диссертации, предложено рассматривать три уровня моделирования ВАБ :

компонент технологической системы безопасности,
система безопасности,
модель ВАБ для определенной группы исходных событий.

Использование всех трех уровней моделирования позволяет в максимально полной мере продемонстрировать применимость подходов и методов, изложенных в гл.2.

Приведены обоснование выбора, описания и краткие характеристики компонентов, системы и модели ВАБ, предлагаемых в качестве демонстрационных примеров :

электроприводная запорная арматура системы аварийной подпитки высокого давления (качественный анализ),
датчики системы контроля и управления (количественный анализ),
система аварийного впрыска под оболочку реакторного отделения (спринклерная система),
модели деревьев событий для аварий с потерей теплоносителя первого контура при разрыве трубопроводов большого диаметра (большая течь).

Проведен анализ и представлены результаты расчетов ВАБ : неготовности системы и частоты плавления активной зоны, для базисного варианта без учета эффектов старения. Эти данные используются для сравнительного анализа представленного в следующей главе.

Глава 4 представляет результаты учета в моделях ВАБ уровня 1 эффектов старения систем и оборудования АЭС.

В разделе 4.1 представлены результаты качественного анализа эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов на неготовность электроприводной запорной арматуры системы аварийной подпитки.

Механизмы старения, учитываемые при анализе, можно разделить на четыре основные категории : усталость, термическое старение, коррозия и износ.

На Рис. 1 в качестве примера показаны детали и элементы задвижки, подверженные различным типам коррозии.

Рисунок 1. Механизмы старения связанные с различного типа коррозией

A – общая коррозия, B – питтинг коррозия, C – межкристаллитная коррозия, D – контактная, E – коррозия под напряжением, F – атмосферная коррозия, G – гальваническая коррозия, H – фреттинг коррозия.

Табл. 1 представляет синтез результатов качественного анализа влияния старения на функционирование СКК. Данные, представленные в Табл. 1, позволяют сделать допущения о периодичности и эффективности испытаний и восстановлений при техобслуживании. Эти допущения необходимы для выбора модели надежности для каждого типа отказов.

В разделе 4.2 представлены результаты оценки тренда старения параметров надежности датчиков системы контроля и управления с использованием данных из опыта эксплуатации.

Приведены результаты анализа структуры специфических данных по надежности, используемых при расчете показателей надежности для ВАБ.

Показано, что для получения набора данных требуемого формата (множество значений наработок до отказов и цензурирования, или интенсивностей потока отказов за дискретные последовательные интервалы времени) требуется практически вся номенклатура данных по надежности для ВАБ, но и ее не достаточно для проведения анализа надежности с учетом старения. Эти данные должны быть дополнены следующей информацией :

- дата ввода каждой единицы оборудования в эксплуатацию (точка начала отсчета возраста оборудования),

- даты замен оборудования,

- даты и эффективность восстановления оборудования при плановых и внеплановых ремонтах.

Таблица 1

Тип отказа	Периодические инспекции и испытания (контроль работоспособности/наличия отказа)	Предупредительное техобслуживание (восстановление, устранение воздействий механизмов старения до наступления отказа)
Течь наружу	Контролируется постоянно, напрямую и полностью	Частичный контроль воздействия атмосферной коррозии 1 раз в цикл, все остальные механизмы старения не контролируются. ТО без восстановления.
Внутренняя течь	Косвенный контроль 1 раз в месяц, частичный прямой контроль 1 раз в 6 циклов	Ни один из механизмов старения не контролируется. ТО без восстановления.
Отказ на открытие/закрытие	Частичный прямой контроль 1 раз в 2 месяца, полный контроль раз в цикл	Частичный контроль механизмов старения связанных с деградацией концевых выключателей и муфты момента электродвигателя 1 раз в 6 циклов. Полный контроль износа, атмосферной и гальванической коррозии редуктора 1 раз в 12 лет. ТО без восстановления.

Результаты анализа проведенного с использованием метода инверсий, показывают наличие возрастающего тренда параметра потока отказов для отдельных групп. Этот же вывод подтверждается для объединенной статистики, которая включает в себя компоненты одного типа, работающие на различных блоках.

На Рис. 2, 3 представлены примеры результатов детального анализа данных по надежности, включающего выбор модели надежности, оценку параметров и их неопределенности, а также экстраполяцию моделей во времени.

Рисунок 2. Интерполяция данных различными моделями интенсивности отказов.

Рисунок 3. Доверительные области для параметров лог-линейной модели и экстраполяция функции интенсивности отказов (_ln _ = ln 0,007 = -4.96₂ = 0.079)

Раздел 4.3 представляет результаты расчетов, демонстрирующих влияние эффектов старения на неготовность системы безопасности и частоту плавления АЗ.

Набор исходных данных, включающий в себя перечень компонентов, чувствительных к эффектам старения и точечные значения показателей надежности, рассчитанные для возраста блока 10, 20, 30 и 40 лет, был подготовлен в соответствии с процедурой, изложенной в главе 3. Перечень компонентов включает механическое и электрическое оборудование системы аварийной подпитки высокого давления и спринклерной системы, а также компоненты системы контроля и управления.

Для большинства элементов, рост показателей надежности во времени не очень значителен, см. пример на Рис. 4. Oтносительный рост показателей надежности колеблется в пределах от 2 до 10 к 40 годам эксплуатации. Исключение составляет группа оборудования «электродвигатели центробежных насосов», для которой модели надежности демонстрируют сильное увеличение вероятности отказа на требование во времени, Рис. 5. Для этой группы наилучшую экстраполяцию первичных данных дает лог-линейная модель. При этом относительный рост вероятности отказа к 40 годам эксплуатации составляет более чем три порядка. В то же время модель Вейбулла, которая тоже дает хорошую экстраполяцию первичных данных, показывает относительный рост вероятности отказа к 40 годам эксплуатации примерно в 20 раз.

Рисунок 4. Относительное увеличение интенсивности отказов во времени для различных групп оборудования

Рисунок 5. Относительное увеличение вероятности отказа на требование для электро-двигателей центробежных насосов

Расчеты, проведенные для спринклерной системы показывают, что суммарная неготовность системы (вероятность невыполнения функции) возрастает к концу срока службы (40 лет) до значения Qt(40) = 8.19 10^-3, что на порядок выше базисного значения Qt = 8 10^-4, см. Рис. 6.

Рисунок 6. Зависимость от времени суммарной неготовности спринклерной системы

При этом к концу срока службы меняются основные вкладчики в неготовность системы по сравнению с вкладчиками, определенными для базисного варианта расчета (без учета старения). Кроме того, происходит изменение во времени вклада в суммарную неготовность системы различных групп элементарных событий для модели с учетом старения (см. Рис. 7) :

вплоть до возраста блока 30 лет, основным вкладчиком в неготовность системы остаются отказы по общей причине датчиков уровня бака системы охлаждения отработанного топлива (RWST). Однако к концу срока службы доминирующими становятся отказы электродвигателей спринклерных насосов;
относительный вклад в неготовность системы отказов электродвигателей начинает возрастать уже после 20 лет эксплуатации и резко повышается к концу срока службы.

Такое поведение может объясняться выбором лог-линейной модели для вероятности отказа на требование, которая, как правило, дает более консервативные экстраполяционные оценки параметра надежности, по сравнению с другими моделями.

Рисунок 7. Динамика изменения вклада в суммарную неготовность системы различных групп элементарных событий

На Рис. 8 представлено влияние старения компонентов на ЧПАЗ. Расчеты с учетом моделей надежности зависимых от времени показывают монотонное увеличение ЧПАЗ со значения 6.58 10^-8 1/р.год, в начальный период эксплуатации (10 лет), до 6.19 10^-7 1/р.год, к концу срока службы (40 лет). По сравнению с базисным вариантом расчета (7.18 10^-8), ЧПАЗ возрастает в 8.6 раз к 40 годам эксплуатации.

Рисунок 8. Изменение во времени ЧПАЗ для аварии «большая течь»

Как и в базисном варианте расчета, во всех ДС доминантной аварийной последовательностью (АП) является сценарий с отказом системы аварийного впрыска низкого давления – АП 3. Однако ее вклад в суммарную частоту плавления активной зоны при больших течах снижается со временем. Так, к 40 годам эксплуатации данная АП вносит около 56% в суммарную частоту плавления, в то время как в базисном варианте расчета ее вклад составляет более 75%. Вклад аварийных последовательностей с отказом спринклерной системы (АП 2) к концу срока службы возрастает до 46% (в базисном варианте 33%).

Поскольку наиболее чувствительные к старению компоненты (электродвигатели насосов и датчики уровня) входят в минимальные сечения доминантных аварийных последовательностей, то распределения риска в зависимости от состояния реактора и местоположения течи не значительно меняется со временем.

Анализ минимальных сечений показывает изменение со временем значимости отказов компонентов систем и ошибочных действия персонала, приводящих к плавлению активной зоны реактора.

Используя факторы значимости риска - значимость по Фассел-Весли, фактор уменьшения и фактор возрастания риска, - был проведен анализ изменений во времени относительного вклада в ЧПАЗ отказов компонентов. Изменение во времени значимости по Фассел-Весли для отдельных компонентов, см. Рис. 9, аналогично изменению относительного вклада этих элементов в суммарную неготовность спринклерной системы, показанному на см. Рис. 7.

Рисунок 9.Фактор значимости риска по Фассел-Весли как функция от времени

Согласно расчетам, наиболее серьезные изменения фактора значимости по Фассел-Весли происходят в последнее десятилетие, т.е. между 30 и 40 годами эксплуатации. Эти изменения связаны с резким возрастанием вероятности отказа электродвигателей насосов.

Сравнение значений относительного вклада в риск, полученных к окончанию срока службы, со значениями для базисного варианта, показывает различную динамику значимости по Фассел-Весли для компонентов, чувствительных к старению, и уменьшение этого показателя для компонентов, не чувствительных к старению.

Так, для датчиков RWST (компонент чувствительный к старению) данный показатель, рассчитанный для возраста блока 40 лет, составляет 0.272, в то время как базисное значение 0.428. В то же время для электродвигателей насосов (очень чувствительны к старению) эти показатели равны 5.86

10^-1 и 7.53

10^-3, соответственно (т.е. разница больше, чем на порядок). Для реле АСУ (компоненты не чувствительные к старению) значение фактора значимости по Фассел-Весли к 40 годам эксплуатации почти в 5 раз меньше базисного значения. Их величины составляют 4.36

10^-3 и 2.07

10^-2, соответственно.

Анализ изменения во времени фактора возрастания риска , показывает его монотонное снижение во времени для двух доминирующих вкладчиков в ЧПАЗ : обратных клапанов системы аварийного впрыска в активную зону низкого давления (не чувствительных к эффектам старения) и электродвигателей насосов (очень высокая зависимость вероятности отказа от времени).

Как показывает проведенный анализ, учет эффектов старения в модели ВАБ может приводить к существенному изменению, как ЧПАЗ, так и основных вкладчиков в риск плавления АЗ. Существенно могут меняться и факторы значимости риска для различных компонентов.

Поскольку 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 привести к ошибкам при принятии решений.

На Рис. 10 представлены результаты анализа чувствительности ЧПАЗ по отношению к выбранной модели надежности для наиболее значимых, с точки зрения старения, компонентов – электродвигателей насосов, см. Рис. 5.

Рисунок 10. Изменение во времени ЧПАЗ при использовании различных моделей надежности

Как видно из графиков на Рис. 10, использование обеих моделей дает близкие оценки ЧПАЗ вплоть до 30 лет эксплуатации блока. Однако к 40 годам эксплуатации, ЧПАЗ, рассчитанная с учетом лог-линейной модели, отличается более чем в три раза от оценки, полученной с использованием модели Вейбулла. Необходимо также отметить, что по сравнению с базисным вариантом расчета, лог-линейная модель дает наиболее консервативную оценку ЧПАЗ ( увеличение почти на порядок). Расчеты с использованием модели Вейбулла показывают увеличение базисного значения ЧПАЗ в 2.7 раза. При этом, как показано в [3], неопределенности экстраполяции лог-линейной модели намного выше неопределенностей экстраполяций, полученных для модели Вейбулла.

Практическим выводом из проведенного анализа чувствительности является необходимость проверки и обоснования выбора конкретной модели для использования в ВАБ из ряда альтернатив.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. В работе проведено исследование возможного воздействия старения систем, конструкций и компонентов АЭС, важных для безопасности, на надежность (готовность) систем и функций безопасности, равно как и на глобальный уровень безопасности блока.

2. Разработаны методология и процедуры анализа и учета старения активных компонентов СБ и СВБ в моделях ВАБ уровня 1. Предложенный подход включает четыре основных подзадачи :

1) Проведение качественного анализа эффектов старения, стратегии технического обслуживания и типов отказов компонента на работоспособность систем, моделируемых в ВАБ.

2) Выбор компонентов и типов отказов для детального моделирования в ВАБ на основании результатов качественного анализа влияния старения на функционирование СКК, оценки важности компонента с точки зрения риска и анализа тренда потока отказов, с использованием статистических данных из опыта эксплуатации.

3) Выбор моделей и расчет показателей надежности компонентов, формирование набора исходных данных для модели ВАБ.

4) Оценка риска как функции возраста блока, анализ вкладчиков и анализ значимости.

3. Для каждой из подзадач разработана подробная процедура выполнения, а именно:

процедура качественного анализа влияния старения на функционирование СКК;
алгоритмы статистической оценки тренда параметров надежности, с учетом специфики данных по надежности оборудования АЭС;
процедура выбора модели надежности, учитывающей старение СКК, и методы оценки показателей надежности, для использования этих моделей в ВАБ;
алгоритмы расчета риска плавления активной зоны реактора.

4. Методы и подходы, предложенные для решения поставленной задачи, содержат новые элементы анализа, отличающие их от используемых традиционных подходов, либо используют известные аналитические методы, адаптированные с учетом специфики имеющихся исходных данных.

5. Практическая применимость предложенных подходов была продемонстрирована на примерах, учитывающих три уровня моделирования:

компонента технологической системы безопасности,
системы безопасности,
модели ВАБ для определенной группы исходных событий.

6. Анализ применения предложенных методов и процедур позволяет сформулировать следующие рекомендации :

качественный анализ является мультидисциплинарным и весьма трудозатратным, поэтому его применение для определения перечня компонентов, чувствительных к эффектам старения можно рекомендовать в сочетании (в дополнение) с анализом значимости с точки зрения риска и анализом тренда параметра потока отказов,
для проведения анализа надежности компонентов с использованием статистических данных из опыта эксплуатации (анализ тренда, выбор модели надежности) можно использовать данные по надежности, собранные и обработанные в рамках выполнения ВАБ, набор которых должен быть дополнен новыми категориями данных. В связи с этим необходимо улучшать существующие системы сбора данных по надежности;
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 в процессе эксплуатации, техобслуживания и проектирования АЭС, игнорирование учета эффектов старения может привести к ошибкам при принятии решений. Как следствие, можно рекомендовать применение методов, изложенных в данной работе, для учета эффектов старения в анализе надежности и риска энергоблоков АЭС.

Результаты диссертации опубликованы в 14 научных работах:

Rodionov A. Demonstration of statistical approaches to identify component’s ageing by operational data analysis—A case study for the ageing PSA network. / A. Rodionov, C. Atwood, Ch. Kirchstiger, M. Patrik. // Reliability Engineering and System Safety. Vol. 93/10, - c. 1534-1542. Oxford: Elsevier, 2008.
Родионов А. Учет эффекта старения при анализе надежности и безопасности энергоблоков АС. / A. Антонов, A. Поляков, A. Родионов. // Ядерная Энергетика. Известия ВУЗов. Т.2/2008, - с. 10-20. Обнинск: ИАТЭ, 2008.
Rodionov A. Application of Generalized Linear Model for time-dependent trend assessment — a case study for the Ageing PSA Network. / A. Antonov, V. Chepurko, A. Polyakov, A. Rodionov // Reliability Engineering and System Safety. Vol. 94/6, с. 1021-1029. Oxford: Elsevier, 2009.
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 с.
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 с.
Rodionov A. EC JRC Network on the Use of PSA for the Evaluation of Ageing Effects on the Safety of Energy Facilities. Activities and results/ A. Rodionov, M. Patrik. // Second International Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Shanghai, China, 15-18 October 2007- Vienna, Austria : IAEA, 2008. - 17 с.
Rodionov A. Elaboration of Reliability Data for Ageing PSA./ A.Rodionov // Proceedings of PSAM-08 International Conference, ASME Press - New Orleans, USA, 2006. - 7 с.
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. - С. 209-222.
Rodionov A. A shock model for assessing component aging reliability. /A.Rodionov, G.Celeux.// Proceedings of 22nd ESREDA seminar. Madrid: Eberdrola, 2002. - С. 86-98.
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. – С. 19-30.
Rodionov A. Choice of methods for data treatment in reliability test planning (case of accelerated ageing tests). / A. Rodionov, J. Holy // Proceedings of International Conference on Longevity, Aging and Degradation Models in Reliability, Public Health, Medicine and Biology - LAD-2004. St Petersburg: State Politectnical University, 2004. -C. 242-252.
Rodionov A. Overview of NPPs component reliability data collection with regards to time-dependent reliability analysis applications. Proceedings of EC Enlargement and Integration Workshop, Budapest, Hungary, 15-16 November 2007. / A.Rodionov // - EUR23078EN, VEIKI(Publ.), Budapest, Hungary, 2008. - 13 с.
Rodionov A. Elaboration of reliability methods for ageing assessment of NPP components. Proceedings of EC Enlargement and Integration Workshop, Budapest, Hungary, 15-16 November 2007. / A. Antonov, V. Chepurko, A. Polyakov, A.Rodionov // - EUR23078EN, VEIKI(Publ.), Budapest, Hungary, 2008. - 22 с.
Rodionov A. PSA as a Tool for Evaluation of Ageing Effects on 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 с.

Blog

В. Л. Шаблов общая характеристика работы

Содержание