Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС
Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР- 1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных тепловыделений в течение ~ 100 сут, а также при следующих предположениях: предел повреждаемости твэлов в отсу...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Дата: | 2014 |
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2014
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113349 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 5-12. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862610437023989760 |
|---|---|
| author | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. |
| author_facet | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. |
| citation_txt | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 5-12. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР- 1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных тепловыделений в течение ~ 100 сут, а также при следующих предположениях: предел повреждаемости твэлов в отсутствии теплоотвода 3,0•10¹¹ Дж; минимальное время до достижения предела повреждаемости твэлов составляет 2 ч; время на включение резервного канала СОТ 60 с. При этом получено, что время средней наработки на отказ СОТ больше срока службы АЭС, соответственно не может быть подтверждено на основе эксплуатационных статистических данных и, следовательно, нельзя управлять надежностью СОТ. Поэтому контроль безотказности СОТ следует осуществлять через контроль безотказности его каналов. При этом требуемое время непрерывной работы канала (время между отказами) составляет 720 ч. Ввиду того, что существующие требования по времени непрерывной работы канала СОТ ограничены 240 ч, для обеспечения требуемых показателей надежности СОТ необходимо обеспечить ремонтопригодность каналов СОТ. Также требуемая надежность СОТ может быть достигнута, если дооснастить реакторную установку системами пассивного отвода тепла, которые изначально имеют высокие показатели надежности и не требуют восстановительных работ в течение продолжительного времени (30 – 100 сут) после постулируемой аварии с обесточиванием ВВЭР-1000.
Розглянуто методологію визначення показників надійності систем відведення тепла (СВТ) ВВЕР-1000. Аналіз надійності СВТ проведено для випадку забезпечення безперервної роботи з відведення залишкових тепловиділень протягом ~ 100 діб, а також при таких припущеннях: межа пошкоджуваності ТВЕЛ за відсутності тепловідведення становить 3,0•10¹¹ Дж; мінімальний час до досягнення межі пошкоджуваності ТВЕЛ становить 2 год; час на включення резервного каналу СВТ становить 60 с. При цьому отримано, що час середнього напрацювання на відмову СВТ більший за термін служби АЕС і, відповідно, не може бути підтверджено на основі експлуатаційних статистичних даних, а отже, не можна керувати надійністю СВТ. Тому контроль безвідмовності СВТ слід здійснювати через контроль безвідмовності його каналів. При цьому необхідний час безперервної роботи каналу (час між відмовами) становить 720 ч. З огляду на те, що існуючі вимоги по часу безперервної роботи каналу СВТ обмежені 240 год, для забезпечення необхідних показників надійності СВТ необхідно забезпечити ремонтопридатність каналів СВТ. Також необхідна надійність СВТ може бути досягнута, якщо дооснастити реакторну установку системами пасивного відводу тепла, які спочатку мають високі показники надійності і не вимагають відновлювальних робіт протягом тривалого часу (30 - 100 діб) після постульованій аварії з знеструмленням ВВЕР-1000.
The article describes the methodology for determining the reliability of the systems decay heat removal (SDHR) of VVER-1000. Reliability analysis of the SDHR made for the case to ensure continuous operation for decay heat removal for about 100 days. Also, under the following assumptions: the limit of damage to the fuel elements in the absence of heat removal is 3,0•10¹¹ J, the minimum time to reach the limit of damage to the fuel elements is 2 hours, while the inclusion of back-channel SDHR is 60 seconds. In this case, it was found that the average time between failures SDHR more plant life, and therefore, can not be verified on the basis of operational statistics and, therefore, can not be controlled of reliability system. Therefore, control of system reliability should be done through the control of reliability of its channels. In this case, the required uptime channel (Time Between Failures) is 720 hours. Because the existing requirements for the running time of the channel is limited SDHR 240 hours, to ensure the reliability required to ensure maintainability of the SDHR channels. SDHR also required reliability can be achieved if the reactor system retrofit passive heat removal systems, which initially have a high reliability and not require rehabilitation for a long time (30 - 100 days) following a postulated accident with a blackout of the VVER-1000.
|
| first_indexed | 2025-11-28T21:54:52Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-113349 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-11-28T21:54:52Z |
| publishDate | 2014 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. 2017-02-07T16:16:09Z 2017-02-07T16:16:09Z 2014 Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 5-12. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113349 621.039 Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР- 1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных тепловыделений в течение ~ 100 сут, а также при следующих предположениях: предел повреждаемости твэлов в отсутствии теплоотвода 3,0•10¹¹ Дж; минимальное время до достижения предела повреждаемости твэлов составляет 2 ч; время на включение резервного канала СОТ 60 с. При этом получено, что время средней наработки на отказ СОТ больше срока службы АЭС, соответственно не может быть подтверждено на основе эксплуатационных статистических данных и, следовательно, нельзя управлять надежностью СОТ. Поэтому контроль безотказности СОТ следует осуществлять через контроль безотказности его каналов. При этом требуемое время непрерывной работы канала (время между отказами) составляет 720 ч. Ввиду того, что существующие требования по времени непрерывной работы канала СОТ ограничены 240 ч, для обеспечения требуемых показателей надежности СОТ необходимо обеспечить ремонтопригодность каналов СОТ. Также требуемая надежность СОТ может быть достигнута, если дооснастить реакторную установку системами пассивного отвода тепла, которые изначально имеют высокие показатели надежности и не требуют восстановительных работ в течение продолжительного времени (30 – 100 сут) после постулируемой аварии с обесточиванием ВВЭР-1000. Розглянуто методологію визначення показників надійності систем відведення тепла (СВТ) ВВЕР-1000. Аналіз надійності СВТ проведено для випадку забезпечення безперервної роботи з відведення залишкових тепловиділень протягом ~ 100 діб, а також при таких припущеннях: межа пошкоджуваності ТВЕЛ за відсутності тепловідведення становить 3,0•10¹¹ Дж; мінімальний час до досягнення межі пошкоджуваності ТВЕЛ становить 2 год; час на включення резервного каналу СВТ становить 60 с. При цьому отримано, що час середнього напрацювання на відмову СВТ більший за термін служби АЕС і, відповідно, не може бути підтверджено на основі експлуатаційних статистичних даних, а отже, не можна керувати надійністю СВТ. Тому контроль безвідмовності СВТ слід здійснювати через контроль безвідмовності його каналів. При цьому необхідний час безперервної роботи каналу (час між відмовами) становить 720 ч. З огляду на те, що існуючі вимоги по часу безперервної роботи каналу СВТ обмежені 240 год, для забезпечення необхідних показників надійності СВТ необхідно забезпечити ремонтопридатність каналів СВТ. Також необхідна надійність СВТ може бути досягнута, якщо дооснастити реакторну установку системами пасивного відводу тепла, які спочатку мають високі показники надійності і не вимагають відновлювальних робіт протягом тривалого часу (30 - 100 діб) після постульованій аварії з знеструмленням ВВЕР-1000. The article describes the methodology for determining the reliability of the systems decay heat removal (SDHR) of VVER-1000. Reliability analysis of the SDHR made for the case to ensure continuous operation for decay heat removal for about 100 days. Also, under the following assumptions: the limit of damage to the fuel elements in the absence of heat removal is 3,0•10¹¹ J, the minimum time to reach the limit of damage to the fuel elements is 2 hours, while the inclusion of back-channel SDHR is 60 seconds. In this case, it was found that the average time between failures SDHR more plant life, and therefore, can not be verified on the basis of operational statistics and, therefore, can not be controlled of reliability system. Therefore, control of system reliability should be done through the control of reliability of its channels. In this case, the required uptime channel (Time Between Failures) is 720 hours. Because the existing requirements for the running time of the channel is limited SDHR 240 hours, to ensure the reliability required to ensure maintainability of the SDHR channels. SDHR also required reliability can be achieved if the reactor system retrofit passive heat removal systems, which initially have a high reliability and not require rehabilitation for a long time (30 - 100 days) following a postulated accident with a blackout of the VVER-1000. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС Обгрунтування надійності систем відводу залишкового тепловиділення ядерного реактора з позицій безпеки АЕС Justification of reliability of the system decay heat removal of a nuclear reactor from the point of view of NPP safety Article published earlier |
| spellingShingle | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_alt | Обгрунтування надійності систем відводу залишкового тепловиділення ядерного реактора з позицій безпеки АЕС Justification of reliability of the system decay heat removal of a nuclear reactor from the point of view of NPP safety |
| title_full | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_fullStr | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_full_unstemmed | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_short | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_sort | обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности аэс |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113349 |
| work_keys_str_mv | AT borisenkovi obosnovanienadežnostisistemotvodaostatočnogoteplovydeleniââdernogoreaktoraspoziciibezopasnostiaés AT klûčnikovaa obosnovanienadežnostisistemotvodaostatočnogoteplovydeleniââdernogoreaktoraspoziciibezopasnostiaés AT pampurovi obosnovanienadežnostisistemotvodaostatočnogoteplovydeleniââdernogoreaktoraspoziciibezopasnostiaés AT borisenkovi obgruntuvannânadíinostísistemvídvoduzališkovogoteplovidílennââdernogoreaktorazpozicíibezpekiaes AT klûčnikovaa obgruntuvannânadíinostísistemvídvoduzališkovogoteplovidílennââdernogoreaktorazpozicíibezpekiaes AT pampurovi obgruntuvannânadíinostísistemvídvoduzališkovogoteplovidílennââdernogoreaktorazpozicíibezpekiaes AT borisenkovi justificationofreliabilityofthesystemdecayheatremovalofanuclearreactorfromthepointofviewofnppsafety AT klûčnikovaa justificationofreliabilityofthesystemdecayheatremovalofanuclearreactorfromthepointofviewofnppsafety AT pampurovi justificationofreliabilityofthesystemdecayheatremovalofanuclearreactorfromthepointofviewofnppsafety |