РБ-068-11

     
ПОЛОЖЕНИЕ ОБ ОСНОВНЫХ РЕКОМЕНДАЦИЯХ К РАЗРАБОТКЕ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ УРОВНЯ 2 АТОМНЫХ СТАНЦИЙ С РЕАКТОРАМИ ТИПА РБМК

Дата введения 2011-12-22

     УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 22 декабря 2011 г. N 729

     ВВЕДЕНО В ДЕЙСТВИЕ с 22 декабря 2011 г.


     Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК носит рекомендательный характер и не является нормативным правовым актом.

Положение содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по выполнению вероятностного анализа безопасности уровня 2 блока атомной станции с реакторами типа РБМК. Выполнение данных рекомендаций направлено на соблюдение современных требований к качеству вероятностного анализа безопасности уровня 2, которое подтверждается экспертизой. Положение содержит рекомендации по определению целей, объема, порядка выполнения вероятностного анализа безопасности уровня 2, вероятностных показателей безопасности, способов использования полученных результатов при проведении комплексных качественных и количественных оценок уровня безопасности действующих и проектируемых атомных станций с реакторами типа РБМК.

Выпускается впервые.

_______________

Разработано коллективом авторов в составе: Г.И.Самохин, Д.Е.Носков, И.Р.Сахибзадинова, О.И.Морозова (ФБУ "НТЦ ЯРБ"), Е.А.Шиверский, А.В.Голубков (ОАО "Ордена Ленина НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля").

I. Общие положения

1. Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК (далее - Положение) входит в число руководств по безопасности, носит рекомендательный характер и не является нормативным правовым актом.

2. Настоящее Положение содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по выполнению вероятностного анализа безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК. Выполнение данных рекомендаций направлено на соблюдение современных требований к качеству вероятностного анализа безопасности уровня 2 (далее - ВАБ-2), которое подтверждается экспертизой.

Используемые термины и определения приведены в приложении N 1 к настоящему Положению.

3. ВАБ-2 выполняется с целью определения соответствия/несоответствия суммарной вероятности категорий аварийных выбросов целевому ориентиру по вероятности предельного допустимого выброса, равной 1·10, и выявления факторов, оказывающих наибольшее влияние на последствия аварий.

4. Настоящее Положение содержит рекомендации по определению целей, объема, порядка выполнения ВАБ-2, вероятностных показателей безопасности, способов использования полученных результатов при проведении комплексных качественных и количественных оценок уровня безопасности действующих и проектируемых атомных станций с реакторами типа РБМК.

5. Рекомендации настоящего Положения могут быть использованы при выполнении ВАБ-2 других объектов использования атомной энергии в том объеме, в каком это оправдано с технической точки зрения.

6. Результаты решения задач ВАБ-2 атомной станции при ее проектировании и эксплуатации рекомендуется использовать для:

1) комплексной, качественной и количественной оценки уровня ядерной и радиационной безопасности блока атомной станции, включая проверку соответствия проекта заданным вероятностным показателям безопасности, и принятия связанных с безопасностью решений на этапах сооружения и эксплуатации атомной станции;

2) оценки обеспечения достаточного уровня надежности важных для безопасности систем (элементов), их защищенности от отказов общего вида, а также оценки ошибочных действий эксплуатационного персонала атомной станции;

3) разработки рекомендаций по мероприятиям, направленным на повышение безопасности, и по приоритетам их реализации;

4) оптимизации проектных решений при проектировании атомной станции;

5) установления окончательного перечня запроектных аварий, оценки эффективности мер по управлению запроектными авариями;

6) разработки руководств по управлению запроектными авариями;

7) получения данных для разработки планов мероприятий по защите населения в случае радиационных аварий;

8) зонирования территории вокруг атомной станции.

7. При выполнении ВАБ-2 рекомендуется определять полное множество аварийных последовательностей с аварийным выбросом, оценивать вероятности их реализации, выполнять расчет вероятностного(ых) показателя(ей) безопасности и осуществлять оценку соответствия этих показателей требованиям нормативно-технических документов.

8. Полномасштабный ВАБ-2 атомной станции предусматривает разработку вероятностной модели для:

- всех имеющихся на площадке атомной станции источников радиоактивности, включая реакторную(ые) установку(и), отработанное ядерное топливо в бассейне выдержки и хранилище отработанного ядерного топлива, хранилища твердых и жидких радиоактивных отходов;

- всех эксплуатационных состояний атомной станции, включая работу на мощности, стояночные режимы для технического обслуживания и ремонтов оборудования, режимы пуска и останова;

- внутренних инициирующих событий и инициирующих событий, вызванных внутренними и внешними воздействиями.

9. ВАБ-2 рекомендуется проводить на основе результатов вероятностного анализа безопасности уровня 1 (далее - ВАБ-1) для соответствующих источников радиоактивности, эксплуатационных состояний атомной станции и инициирующих событий. В настоящем Положении в качестве источника радиоактивности рассматриваются твэлы активной зоны реактора.

10. ВАБ-2 рекомендуется выполнять после подтверждения экспертизой качества ВАБ-1.

11. На начальном этапе выполнения ВАБ-2 действующей атомной станции эксплуатирующей организацией (или разработчиком ВАБ-2) составляется программа разработки ВАБ-2, определяющая сроки его выполнения.

12. ВАБ-2 рекомендуется выполнять поэтапно. На первом этапе рекомендуется рассматривать в качестве источника радиоактивности твэлы активной зоны реакторной установки, в качестве инициирующих событий - внутренние инициирующие события, в качестве эксплуатационных состояний атомной станции - режимы работы на мощности с выдачей электроэнергии во внешнюю сеть. На последующих этапах рекомендуется рассматривать другие источники радиоактивности, инициирующие события и эксплуатационные состояния.

13. При выполнении ВАБ-2 решаются следующие задачи:

- сбор и обработка исходной информации, необходимой для характеристики энергоблока атомной станции как объекта ВАБ-2, и исходной информации, необходимой для его выполнения;

- преобразование результатов вероятностного ВАБ-1 в исходные данные ВАБ-2;

- анализ систем;

- анализ запроектных аварий;

- оценка нагрузок на герметичное ограждение;

- анализ аварийных последовательностей ВАБ-2;

- построение распределения аварийных выбросов;

- определение радиационных последствий аварий;

- оценка уровня безопасности, анализ результатов ВАБ-2;

- представление результатов ВАБ-2.

14. Значения вероятностей аварийных выбросов рекомендуется рассчитывать для интервала времени, равного календарному году. В случае, когда указанная вероятность рассчитана для интервала времени, не равного календарному году, продолжительностью Т (в годах), приведение к одному году осуществляется делением вероятности на величину Т.

15. ВАБ-2 рекомендуется выполнять с учётом:

- проектно-конструкторской и эксплуатационной документации, отражающей состояние атомной станции на момент начала разработки вероятностного анализа безопасности;

- результатов анализов аварийных процессов, проведенных в рамках выполняемого ВАБ-2 и (или) в рамках других исследований;

- требований действующих нормативно-технических документов;

- документов Международного агентства по атомной энергии.

16. Принятые при выполнении ВАБ-2 ограничения и допущения документируются, обосновываются и не должны приводить к искажениям показателей безопасности, влияющих на принятие решений на основе результатов ВАБ-2. Степень влияния допущений и ограничений на результаты ВАБ-2 исследуется при анализе чувствительности.

17. Результаты выполнения ВАБ-2 энергоблока атомной станции, включая логико-вероятностную модель, содержащую модели аварийных последовательностей, логические ключи, граничные условия, базовые события с их параметрами, а также полученные в результате расчетов наборы минимальных сечений и их вероятности архивируются и сохраняются в виде, позволяющем воспроизводить анализы.

18. Отчётная документация, разработанная в рамках ВАБ-2, в полном объёме представляется для проведения его экспертизы. По запросу на время проведения экспертизы обеспечивается доступность логико-вероятностной модели ВАБ-2, а также предоставляются любые материалы, на которые имеются ссылки в отчетной документации по ВАБ-2, за исключением материалов, опубликованных в открытой печати.

19. Рекомендуемый состав отчета по ВАБ-2 приведен в приложении N 2 к настоящему Положению.

II. Преобразование результатов ВАБ-1 в исходные данные ВАБ-2

20. В рамках данной задачи производится объединение конечных состояний аварийных последовательностей, характеризующихся повреждением источника радиоактивности, из ВАБ-1 в группы состояний с повреждением источника радиоактивности. Эти группы состояний атомной станции с повреждением источников радиоактивности формируются исходя из сходности реакции энергоблока по сценарию протекания аварии после повреждения источника радиоактивности (включая воздействие на герметичное ограждение при его наличии и связанные с ним системы и/или количество радиоактивных веществ, вышедших при повреждении источника радиоактивности в окружающую среду), а также по характеру распределения аварийного выброса. Формирование групп состояний атомной станции с повреждением источников радиоактивности и оценка их частот обеспечивают преобразование результатов ВАБ-1 в исходные данные ВАБ-2.

21. Состояния атомной станции с повреждением источников радиоактивности рекомендуется определять на основании рассмотрения множества характерных признаков (атрибутов). При этом рекомендуется группировать конечные состояния атомных станций с повреждением источников радиоактивности со сходными значениями всех характерных признаков.

22. Признаки состояний атомной станции с повреждением источников радиоактивности выбираются таким образом, чтобы каждый из них характеризовал, по крайней мере, один из следующих факторов:

- особенности физических процессов, сопровождающих развитие запроектных аварий;

- пути выброса радиоактивного вещества в окружающую среду (наличие или отсутствие байпаса герметичного ограждения);

- состояние герметичного ограждения (при его наличии) до начала выброса радиоактивного вещества в окружающую среду;

- состояние систем энергоблока, оказывающих влияние на процессы в герметичном ограждении (при его наличии), и/или количество радиоактивных веществ, вышедших в окружающую среду при запроектной аварии;

- количество и состав радиоактивных веществ, вышедших из источника радиоактивности;

- количество и состав радиоактивных веществ, вышедших в окружающую среду.

23. Рекомендуется использовать следующие общие признаки состояний атомной станции с повреждением источников радиоактивности:

- категории групп инициирующих событий или группы инициирующих событий (большая течь, малая течь, переходный процесс);

- зона возникновения инициирующих событий (помещение или помещения, возникновение инициирующих событий в которых влияет на развитие запроектной аварии);

- состояние контура многократной принудительной циркуляции (например, давление в контуре многократной принудительной циркуляции в момент повреждения активной зоны реактора);

- категории повреждения активной зоны (категория повреждения активной зоны типа "А", категория повреждения активной зоны типа "D", содержание категорий повреждения активной зоны типов "А" и "D" определяется в рамках ВАБ-1); возможно определение и других категорий повреждения активной зоны, однако использование данного атрибута при определении состояния атомной станции с повреждением источников радиоактивности является необязательным, так как степень повреждения активной зоны при запроектной аварии определяется детерминистическими исследованиями;

- состояние систем безопасности и других систем (работоспособны/не работоспособны);

- состояние систем отвода тепла из герметичного ограждения (работоспособны/не работоспособны);

- состояние систем изолирующей арматуры герметичного ограждения (работоспособны/не работоспособны);

- состояние фильтрующих элементов герметичного ограждения;

- состояние систем электроснабжения (работоспособны/не работоспособны);

- состояние систем, влияющих на герметизацию контура многократной принудительной циркуляции (паросбросных и изолирующих).

Помимо перечисленных могут использоваться и дополнительные характерные признаки, описание и обоснование использования которых приводятся в отчетной документации по ВАБ-2.

24. При разработке перечня состояний атомной станции с повреждением источников радиоактивности в качестве характерных признаков состояний атомной станции с повреждением источников радиоактивности учитываются состояние и режим использования следующих систем:

- спринклерно-охладительных систем;

- системы аварийного охлаждения реактора (возможные конфигурации и режимы работы);

- систем подачи питательной воды;

- системы изолирующей арматуры герметичного ограждения;

- систем вентиляции герметичного ограждения (вытяжных, приточных, рециркуляционных);

- систем фильтрации;

- систем, обеспечивающих контроль концентрации горючих и взрывоопасных газов (водород, окись углерода);