Диссертация (781854), страница 7
Текст из файла (страница 7)
В будущем по мере развития ядернойэнергетики и ужесточения соответствующих требований будут иметь месторост затрат на безопасность и увеличение ее веса при сравнительных оценкахразличных ядерных реакторов.1.4. Методы исследования безопасности АС с быстрыми реакторамиПод влиянием аварии на Чернобыльской АЭС была введена в действиеновая редакция основного нормативного документа по безопасности ядерныхреакторов в СССР − «Общих положений обеспечения безопасности атомныхстанций» − ОПБ-88.
В документе содержалось требование анализа запроектныхаварий в составе обоснования безопасности АЭС. Маловероятные запроектныеаварии в быстрых реакторах приобрели особую актуальность. Для водоохлаждаемых реакторов исследования процессов при тяжелых авариях стали интенсивно проводиться после аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд».В быстром реакторе в нестационарных и аварийных режимах работыпроисходят различные разнородные по своей физической природе процессы –33нейтронно-физические, тепловые, гидравлические, термомеханические и другие. Так как постановка широкомасштабных экспериментов для изучения процессов при аварии чрезвычайно проблематична, то особое значение приобретает разработка программ для расчета отдельных стадий аварии и комплексногорасчета всей аварии.Методология анализа и обоснования безопасности ядерных реакторовсоздавалась и усовершенствовалась в процессе проектирования реакторов.
Перечень исследований вопросов безопасности постепенно развивался и расширялся. Инженерный анализ возможных нарушений в работе реакторных установок, проектирование систем защиты, определение необходимых характеристик этих систем составляли суть исследований безопасности установок. Напервых порах естественным и единственно возможным подходом к анализу иобоснованию безопасности был инженерный подход, он непрерывно развивался и совершенствовался в процессе выполнения работы и удовлетворял все возрастающие потребности разработчиков проектов отечественных реакторов набыстрых нейтронах.
Основы отечественного инженерного подхода к обоснованию безопасности быстрых реакторов были описаны в книге [9]. Суть его впроектных исследованиях сохраняется и сегодня, хотя современные возможности использования в его рамках более точных моделей упрощают решение многих проблем. Подобный инженерный подход к обоснованию безопасности использовался и при разработке проектов зарубежных быстрых реакторов.На начальном этапе разработки быстрых реакторов для их анализа недоставало и теоретических, и экспериментальных данных.
На западе, прежде всегов США и Великобритании, возникло предложение скомпенсировать незнание спомощью заведомо консервативных моделей и получить расчетным путем предельное энергетическое воздействие на быстрый реактор при любых, в томчисле самых маловероятных гипотетических авариях. Фактически речь идет определьных консервативных оценках безопасности.
Первая работа, на основании которой стала формироваться идея предельной консервативной оценки34безопасности реакторов на быстрых нейтронах, была выполнена Г. Бете и Дж.Тайтом [208]. Дальнейшие усилия по уточнению методов расчета аварии, связанной с разгоном реактора на мгновенных нейтронах, продолжавшиеся многолет, привели к существенному снижению степени консерватизма методов расчета.Различают три метода исследования безопасности АЭС: детерминистский, вероятностный и феноменологический [189]. Детерминистский методподразумевает анализ последовательности этапов аварийного процесса от исходного события через все возможные стадии до конечного установившегосясостояния. При данном подходе моделируется ряд аварийных последовательностей (цепочек событий) и определяются последствия аварии.
Основной недостаток детерминистского метода анализа – необходимость создания и постоянного усовершенствования сложных вычислительных программ, предназначенных для расчета различных вариантов развития аварийных процессов. Вероятностный метод включает в себя оценку вероятности возникновения аварии,расчет вероятности того или иного пути развития аварии. Анализируются разветвленные цепочки событий и отказов, выбирается оптимальная математическая методика и рассчитывается полная вероятность аварий в системе.
Для анализа влияния изменения параметров на конечный результат необходима расчетная оценка последствий аварии. Расчет последствий проводится с помощьюматематических моделей, значительно упрощенных по сравнению с моделямидетерминистского анализа. Основная трудность, связанная с использованиемвероятностного подхода, состоит, как правило, в недостатке сведений по функциям распределения параметров, а также статистических данных по отказамоборудования. Феноменологический подход основывается на достаточно веских аргументах описательного характера в пользу выбора тех или иных звеньевцепочек событий. Например, если в процессе аварии не происходит разгерметизация первого контура, то опасности облучения для населения прилегающегок АЭС района нет.
Таким образом, если можно сформулировать набор феноме-35нологических аргументов в пользу целостности оболочки первого контура, отпадает необходимость подробного расчета всех этапов аварийного процесса,приводящих к нарушению целостности контура. Преимуществом феноменологического метода является отсутствие сложных математических расчетов. Вместе с тем он не позволяет детально анализировать развитие аварии.В соответствии с определением ОПБ-88/97 («Общие положения обеспечения безопасности атомных станций») [190] безопасность АС − «свойство АСпри нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население иокружающую среду установленными пределами».Для обоснования безопасности АС требуется выполнить необходимыйобъем детерминированного и вероятностного анализа безопасности.
Объем детерминированного анализа безопасности изложен в «Типовом содержании отчета по обоснованию безопасности АС с быстрыми реакторами» и включает всебя анализ нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектныхаварий.Вероятностный анализ безопасности выполняется в объеме ВАБ-1 (определение вероятности повреждения активной зоны). Он проводится для совокупности аварийных последовательностей (деревьев событий), построенных наобоснованных в проекте перечнях исходных событий нарушений нормальнойэксплуатации и проектных аварий и отказах систем, важных для безопасности.Согласно [164] ВАБ-1 должен выполняться для всех разрабатываемых энергоблоков АС.
В целом вероятностный анализ безопасности завоевал прочные позиции в атомной энергетике [12,176]. В известной мере он должен подтвердитьвыполнение в проекте требований всех прочих нормативных документов побезопасности, что значительно повышает роль нормативных требований к выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций [164]. Отметим, что перечень документов, наиболее важных для обоснования безопасностиАС с быстрыми реакторами, приведен в [145].36Первоначально для исследования отдельных стадий аварии использовались независимые коды. Но постепенно исследователи стали продвигаться попути создания единого комплексного кода. Возможная степень интеграции отдельных программных модулей в единый комплексный код определяется накопленной экспериментальной информацией.
В настоящее время ведется работапо объединению программ, осуществляющих расчет отдельных стадий аварий.Однако ее невозможно форсировать из-за недостатка экспериментальной информации, необходимой для построения соответствующих карт режимов, замыкающих соотношений [145].При математическом моделировании исследование свойств и характеристик исходного объекта заменяется исследованием его математических моделей[175].
Математические модели изучаются средствами прикладной математики.Современный этап математического моделирования характеризуется широкимпривлечением компьютеров, методов вычислительной математики.Появление ЭВМ, быстрое развитие вычислительной математики, повсеместное использование вычислительной техники чрезвычайно расширило возможности математического моделирования. Точное или приближенное решение находится с использованием аналитических и численных методов. Сложные нелинейные многопараметрические модели могут быть исследованы накомпьютерах численными методами. При численном решении требуется многократное решение задачи при изменении того или иного параметра.При исследовании аварийных процессов в быстрых реакторах можно использовать вычислительный эксперимент.
В широком (методологическом)смысле под вычислительным экспериментом понимают новую технологию научных исследований, в узком смысле – создание и изучение математическихмоделей исследуемого объекта с помощью вычислительных средств. Суть вычислительного эксперимента – создание и изучение математических моделейисследуемого объекта с помощью вычислительных средств. Основные этапывычислительного эксперимента описаны в [175]. Сначала для исследуемого37объекта строится математическая модель.
Затем проводится предварительноеисследование математической модели. Его основное содержание − выделениемодельных (упрощенных) задач и их всестороннее исследование. На следующем этапе строится дискретная задача и численный метод ее решения. Самаматематическая модель включает в себя, как правило, уравнения с частнымипроизводными (ядро математической модели), системы дифференциальных иалгебрагических уравнений.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
