Geum.ru

О новых проектах реакторных установок ввэр на современном этапе развития атомной энергетики

Вид материалаДокументы

Содержание


7 Постановка задач и выполнение программ НИОКР на современном этапе
8. Аспекты культуры безопасности на современном этапе
Подобный материал:
1   2   3   4   5   6

7 Постановка задач и выполнение программ НИОКР на современном этапе


Как уже отмечалось в предшествующих разделах доклада для снижения затрат на сооружение и эксплуатацию энергоблоков необходимо исключить избыточные запасы и упростить конструктивные и схемные решения по энергоблоку и применяемому оборудованию. Для решения этой задачи требуется проведение специальных НИОКР.

Если ранее в соответствии с требованиями нормативно-технической документации для обоснования проектов применялся консервативный подход и проводимые НИОКР были нацелены на обоснование консерватизма, то в настоящее время требуется проводить НИОКР, нацеленные на снятие избыточного консерватизма при выполнении требований Н.Т.Д. к обеспечению безопасности энергоблоков.

Для снятия избыточного консерватизма необходимо, прежде всего, идентифицировать все явления и процессы, влияющие на состояние физических барьеров для учета при обосновании надежности и безопасности работы как отдельного оборудования, так и РУ и АЭС в целом.

Далее необходимо изучить количественное влияние указанных факторов на показатели надежности и критерии безопасности, применяя как расчетные методы, так и результаты экспериментальных исследований и испытаний.

Учитывая, что наиболее затратными являются экспериментальные исследования и испытания, они должны быть тщательно подготовлены.

Программа НИОКР в необходимых случаях должна предусматривать выполнение экспериментальных исследований на установках различного масштаба, с тем чтобы иметь представительные данные для обоснованного учета влияния масштабного фактора на показатели надежности и критерии безопасности РУ и АЭС. При этом задачей исследований должно являться как обоснование самих критериев, так и обоснование их выполнения в проектах, имея ввиду, что экспериментальные данные необходимы как для обоснования конструктивных и схемных решений и процедур управления авариями, так и для верификации расчетных кодов в соответствии с матрицами верификации.

Разработанные ранее для ВВЭР матрицы верификации [, ] должны быть дополнены в связи с широким применением в проектах пассивных систем безопасности и систем управления запроектными авариями. В матрицах верификации должны быть предусмотрены как исследования отдельных явлений и процессов, так и интегральные эксперименты с проведением комплексных исследований. Планирование экспериментов должно поддерживаться расчетными исследованиями с применением различных расчетных кодов.

При разработке и реализации программ НИОКР отдельные работы должны быть детализированы до уровня привязки к конкретным требованиям нормативно-технической документации, требованиям эксплуатирующих организаций и к решению конкретных проблемных вопросов, обсуждаемых на научно-технических конференциях и в публикациях со ссылкой на них.

При выполнении НИОКР должна проводиться последовательная научно- техническая политика по идентификации НИОКР с доведением каждой работы, по которой имеется техническое задание и программа исследований до конкретного результата.

В настоящее время выполняется программа НИОКР в обоснование проектов РУ В 392М и В-341 для АЭС 2006, составленная в основном с учетом изложенных выше принципов. В программе выделены следующие направления работ:

Е1. Комплекс работ по снятию консерватизма проектных решений в части требований к внешним системам со стороны РУ (с учетом повышения мощности и параметров РУ);

Е2. Комплекс работ по увеличению выгорания топлива;

Е3. Комплекс работ по обоснованию повышения мощности, к.п.д. и КИУМ;

Е4. Комплекс работ по повышению надежности оборудования и увеличению его ресурса, включая комплекс материаловедческих работ;

Е5. Комплекс работ по обеспечению маневренных режимов;

Е6. Комплекс работ по обоснованию отклонений от нормативно-технической документации;

Е7. Комплекс работ по оптимизации систем контроля и управления;

Е8. Комплекс работ по радиационной и ядерной безопасности.

По части работ, вошедших в перечисленные комплексы, разработаны обосновывающие материалы, часть работ выполняется в ограниченном объеме, отдельные работы завершены и их результаты учтены при разработке предварительного отчета обоснования безопасности. Вместе с тем, работы продолжаются, и программа работ должна быть расширена с учетом задач обоснования проекта РУ В-488 для АЭС 2006М, нацеленного на реализацию в большой серии энергоблоков.

Эту программу целесообразно ориентировать в основном на обоснование проекта РУ В-488 для АЭС 2006М, включив в нее незавершенные работы из перечисленных выше комплексов НИОКР и другие работы, актуальность которых была выявлена в настоящее время или ранее.

Должно быть продолжено выполнение следующих работ:

Е.1.2.2. Создание банка данных на основе экспериментов ВК-50 для верификации сопряженных кодов (для совместного решения трехмерных задач теплогидравлики и нейтронной кинетики);

Е.1.4.4. Создание теплофизического стенда для моделирования неодномерных процессов в сборной камере реактора и в верхней части активной зоны и проведение исследований;

Е.1.4.5. Исследование блокировки сечения активной зоны за счет кристаллизации бора в условиях охлаждения активной зоны в режиме длительного кипения при разрыве ГЦТ;

Е.2.2.1. Исследование работоспособности ТВС в условиях локального кипения. Обоснование кратковременной работы ТВС в закризисной области;

Е.2.2.2.2. Комплекс работ по повышению точности расчетов новых типов топлива в реакторах ВВЭР с помощью программного комплекса САПФИР 95&RC;

Е.4.2.3. Разработка компьютерного кода для расчета на циклическую прочность, включая обработку массивов напряжений, получаемых по программам на базе МКЭ в трехмерной постановке;

Е.4.2.4. Разработка методики эксплуатационного контроля ВКУ и экспериментальные исследования динамического поведения ВКУ;

Е.6.1.1.1. Разработка предложений для усовершенствования требований и рекомендаций нормативных документов при оценке прочности в связи с применением в расчетной практике программных комплексов на базе МКЭ;

Е.6.1.2.3. Исследование областей существования различных видов гидроударов в оборудовании для их исключения при работе РУ в различных режимах;

Е.6.1.2.5. Экспериментальные исследования для верификации программы расчета силовых воздействий теплоносителя на оборудование при разрыве трубопроводов;

Е.6.1.3.2. Экспериментальные исследования на натурных гибах с трещинами для подтверждения методик расчета ТПР;

Е.6.2.1. Разработка методологии по определению объемов и периодов эксплуатационного контроля металла оборудования и трубопроводов и оптимизация методов периодичности и объема эксплуатационного неразрушающего контроля корпусов ВВЭР для АЭС 2006;

Е.6.2.4. Корректировка баз данных по отказам элементов РУ на действующих ВВЭР-1000 для анализов надежности и готовности;

Е.7. Комплекс работ по оптимизации систем контроля и управления.

Анализ современных требований эксплуатирующих организаций и публикаций (EUR и др.), а также анализ результатов незавершенных НИОКР показал, что должны выполняться также следующие НИОКР:
  • экспериментальные исследования в обоснование эффективного функционирования систем безопасности и систем управления запроектными авариями, таких как СПОТ, ГЕ-2, СБВБ;
  • экспериментальные и расчетные исследования для выявления запасов, передаваемых эксплуатирующим организациям;
  • расчетно-экспериментальные исследования комплексных последовательностей, включая аварии с движением «пробок чистого конденсата» в первом контуре;
  • экспериментальные исследования уноса в «течь» паром воды, подаваемой от САОЗ в аварии разрыва ГЦТ (проблема «байпаса»);
  • расчетно-экспериментальное определение условий удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых ЗПА за счет внешнего и внутреннего охлаждения;
  • создание базы данных для внедрения методов оценки неопределенности в практику обоснования проектов РУ и АЭС;
  • обоснование симптомно-ориентированных инструкций и руководств по управлению авариями.

Поэтапное лицензирование при сооружении и вводе АЭС в эксплуатацию, а также возможность модернизации проектов и объектов при массовом строительстве АЭС, дает принципиальную возможность планировать и выполнять эти НИОКР с ориента­цией на внедрение результатов как в России, так и за рубежом (АЭС «Белене» и др.).

8. Аспекты культуры безопасности на современном этапе


Реализация программы развития атомной энергетики после длительного застоя, связанного с перестройкой в стране, остро ставит вопрос подготовки кадров и сохранения и передачи ядерных знаний от уходящих поколений молодым сотрудникам. Вместе с тем, внедряется методология ХХI века при обосновании проектов и осуществляется переход к рыночной экономике в отрасли.

В этих условиях повышается роль культуры безопасности и следующих ее аспектов, на которые сочли целесообразным обратить внимание в данном докладе:

1 Должна проводиться эффективная политика, направленная на исключение тенденции снижения компетентности специалистов отрасли, и в этой связи должны широко внедряться мероприятия, рекомендуемые МАГАТЭ [].

С нашей точки зрения важными факторами этой политики являются:
  • передача ядерных знаний от специалистов старшего поколения молодым сотрудникам;
  • передача знаний от специалистов, которые в силу занимаемой должности имеют возможность накапливать отечественный и зарубежный опыт, другим сотрудникам;
  • выдвижение на руководящие должности компетентных специалистов с качествами личности, способствующими созданию на предприятии культуры передачи знаний.

В этой связи практика составления отчетов, обобщающих полученные опыт и знания, не должна отменяться, а должна совершенствоваться, а полученные знания не должны восприниматься как средства достижения личной выгоды, а служить средством распространения и передачи знаний и способствовать созданию культуры доверия, взаимодействия и сотрудничества в процессе работы, накоплению корпоративной памяти и повышению корпоративной культуры предприятия.

2 При использовании современных методов обоснования проектов с применением сложных математических моделей, статистических данных и методов их обработки не должны вуалироваться физический смысл и техническая суть дела обилием получаемой информации, использованием специальной терминологии и т.п. Необходимо исключать возможность делать выводы, заменяя определяющие факторы факторами, которые легче учитывать и получать желаемый результат. Виртуальная реальность не должна оказывать определяющего влияния на формирование реальной действительности. Наряду с этими методами для обоснования проектов необходимо использовать апробированные инженерные методы.

3 Соображения конъюнктуры, амбиции, техническая демагогия при обсуждении сложных вопросов, сознательный самообман не должны играть определяющую роль при принятии решений по проведению НИОКР. В этой связи должна быть повышена роль научно-технических советов при выработке объективной технической политики при идентификации НИОКР.

4 Обеспечение безопасности должно оставаться приоритетной целью деятельности сотрудников отрасли на всех этапах создания и эксплуатации объектов и при принятии решений о приоритетах выполнения работ.

5 В системах обеспечения качества создания и эксплуатации энергоблоков внедрить стимулирование исполнителей (разработчиков проектов, изготовителей оборудования, оперативного и обслуживающего персонала АЭС) выявлять ошибки на всех стадиях создания и эксплуатации энергоблоков для исключения неблагоприятных последствий этих ошибок, как дальнейшее развитие инициативы «человеческий фактор» [].

6 При разработке свода новых нормативных документов, ориентированных не только на обеспечение безопасности АЭС, но и на повышение экономической эффективности их сооружения и эксплуатации, не забывать об имевших место в прошлом тяжелых авариях, имея в виду, что в этих вопросах не должно быть излишнего оптимизма.

В основу разработки нормативных документов положить реализацию концепции защиты в глубину на всех этапах создания и жизненного цикла энергоблоков со степенью детализации требований не меньшей, чем в существующих нормативных документах. Требования не должны допускать двойного толкования и должны учитывать мировой опыт.

Уделить определенное внимание ответственности должностных лиц и предприятий, участвующих в создании и эксплуатации энергоблоков и мерам по преодолению негативных явлений, отмеченных в статье А.М.Букринского «Атомный надзор, который нам нужен» [].

Восстановить статус Главного конструктора РУ, Генерального проектировщика АЭС и Научного руководителя разработки проектов РУ и АЭС.

9 Заключение


1 В докладе показано, как на практике при разработке проектов реализуется концепция развития реакторных установок с ВВЭР, ориентированных не только на обеспечение безопасности энергоблоков, но и на повышение их экономической эффективности.

2 Даны предложения по реализации ряда важных технических и организационных мер обеспечения безопасности на современном этапе развития атомной энергетики.

К таким мероприятиям отнесены:
  • реализация концепции защиты в глубину;
  • проведение обосновывающих НИОКР;
  • повышение культуры безопасности.


Список литературы

  1. Ю.Г. Драгунов и др. «ОКБ “Гидропресс”, 60 лет», Москва, ИздАТ, 2006.
  2. Ю. Козловский «Особое КБ», Подольск, “Информация”, 2006.
  3. В.А. Сидоренко «Об атомной энергетике, атомных станциях, учителях, коллегах и о себе», Москва, ИздАТ, 2003.
  4. В.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов «Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций», Москва, ИздАТ, 2002.
  5. WWER-1000/V-392 (Atomnergoproject/Gidropress, Russian Federation), IAEA-TECDOC-1391, May 2004.
  6. Подшибякин А.К., Никитенко М.П. Беркович В.М. «Проектирование систем управления запроектными авариями на ЯППУ с ВВЭР», Статья в сборнике трудов третьей научно-технической конференции «Обеспечение безопасности ААЭС с ВВЭР», г. Подольск, 26-30 мая 2003 г.
  7. WWER-1500/V-448 reactor plant (Gidropress, Russian Federation) IAEA-TECDOC-1391, May 2004.
  8. Плющ А.О., Никитенко М.П., Алаев А.Ю. Разработка технического проекта ВВЭР-1500 для базового проекта АЭС // Годовой отчет об основных научно-технических работах ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2004 г. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2008. С.37–39.
  9. Д.Н. Ермаков, А.Н. Репин, А.М. Рогов, Д.А. Ануфриев «Разработка проекта РУ с реактором ВВЭР-1000 для АЭС “Белене” в Болгарии», Статья в сборнике «Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ “Гидропресс” за 2007 год», Подольск, 2008 г.
  10. Д.Н. Ермаков, А.К. Подшибякин, О.В. Титов, А.М. Рогов «Разработка проекта РУ В-466Б для АЭС Белене в Болгарии», Статья в сборнике «Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ “Гидропресс” за 2008 год», Подольск, 2009г.
  11. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Щекин И.Г. Реакторная установка для головных блоков АЭС-2006 // Международная выставка по энергетике POWER-GEN India & Central Asia, Нью Дели, Индия, 3 – 5 апреля 2008 г.
  12. Развитие технологии ВВЭР в рамках Федеральной Целевой Программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года» / С.Б.Рыжов, В.А.Мохов, И.Г.Щекин, А.Н.Чуркин // 6 ая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Тезисы докладов. Москва, Росэнергоатом, 2008. С.18–19.
  13. Review of design approaches of advanced pressurized LWRs. IAEA-TECDOC-861. IAEA, 1996.
  14. Status of advanced light water reactor designs. IAEA-TECDOC-1391. IAEA, 2004.
  15. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами – перспективные реакторы 4-го поколения / Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, М.П. Никитенко и др. // Научная сессия МИФИ-2007. Сб. научн. трудов. Москва. 2007. Т.8. С.34-35.
  16. Кириллов П.Л. Водоохлаждаемые реакторы на воде сверхкритических параметров (предложения по программе и путям развития работ) // Отраслевой научно-технический семинар "Реакторы на сверхкритических параметрах воды". Сборник трудов – Обнинск: ФЭИ. – 2007.– С. 4 – 15.
  17. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя, Атомная энергия, т.100, вып. 5, 2006, стр. 349-355.
  18. Никитенко М.П. Корпусные реакторы со сверхкритическими параметрами пара. Конструкторские и схемно-режимные проработки РУ 4-го поколения ВВЭР-СКД // Материалы международного семинара «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения», 22-23 сентября 2008, ФГУП НИКИЭТ. – Москва. – 2008. – С.3–4
  19. Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора ВВЭР-СКД / В.М. Махин, В.А. Мохов, И.Н. Васильченко, М.П. Никитенко, С.Н. Кобелев, А.В. Лапин, А.Е. Четвериков, А.Н. Чуркин // Материалы международного семинара «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения», 22-23 сентября 2008, ФГУП НИКИЭТ. – Москва. – 2008. – С.16-18.
  20. Чуркин А.Н. Мохов В.А., Махин В.М. Общее описание систем безопасности и систем нормальной эксплуатации проекта ВВЭР СКД // Отраслевой научно-технический семинар "Реакторы на сверхкритических параметрах воды". Сборник трудов. Обнинск: ФЭИ, 2007. С.91–108.
  21. Computer code TEMPA-SC: simulation of thermal-hydraulic processes in the core of VVER-SCP reactor / A.N.Churkin, P.V.Yagov, V.A.Mokhov, I.G.Shchekin // 4th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, March 8-11, 2009, Heidelberg, Germany, Paper No. 02.
  22. АР-1000 (Westinghouse, USA). IAEA-TECDOC-1391, May 2004 g.
  23. APR-1400 (Korea Hydro and Nuclear Power Company, Republic of Korea), IAEA-TECDOC-1391, May 2004.
  24. Validation Matrix for the Assesment of Thermal-Hydravlic Codes for WWER LOCA and Transients, OECD, NEA/CSNI/R (2001) 4, JT00108841, 2001.
  25. Матрицы верификации системно-теплогидравлических кодов улучшенной оценки применительно к ВВЭР. Отчет ОЦРК, 2001.
  26. Knowledge Management for Nuclear Industry Operation Organizations, IAEA-TECDOC-1510, October 2006.
  27. Буховцев А. «Внедрение этического кодекса – закономерный этап развития», Атомпресса, №2(830),2009 г.
  28. Букринский А.М. «Атомный надзор который нам нужен». Статья в журнале «Ядерная и радиационнная безопасность», №3(49), НТЦ ЯРБ, 2008 г.