Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях
На основании известных результатов вероятностного анализа безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР 1000/В-320 определены вероятностные оценки изменения общих показателей безопасности в результате установления квалификации БРУ-А Запорожской АЭС при истечении пароводяной среды и в «жестких» усл...
Saved in:
| Published in: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Date: | 2010 |
| Main Authors: | , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2010
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/58197 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях / Ю.А. Комаров, В.Ю. Кочнева, В.И. Скалозубов, А.В. Шавлаков, С.В. Шигин // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 13. — С. 38–47. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860246969014812672 |
|---|---|
| author | Комаров, Ю.А. Кочнева, В.Ю. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. Шигин, С.В. |
| author_facet | Комаров, Ю.А. Кочнева, В.Ю. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. Шигин, С.В. |
| citation_txt | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях / Ю.А. Комаров, В.Ю. Кочнева, В.И. Скалозубов, А.В. Шавлаков, С.В. Шигин // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 13. — С. 38–47. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | На основании известных результатов вероятностного анализа безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР 1000/В-320 определены вероятностные оценки изменения общих показателей безопасности в результате установления квалификации БРУ-А Запорожской АЭС при истечении пароводяной среды и в «жестких» условиях эксплуатации.
На підставі відомих результатів імовірнісного аналізу безпеки енергоблоків АЕС з реакторами ВВЕР 1000/В-320 визначено ймовірнісні оцінки зміни загальних показників безпеки в результаті встановлення кваліфікації ШРУ-А Запорізької АЕС при витоку пароводяного середовища та в «жорстких» умовах експлуатації.
Based on the known results of probabilistic safety analysis of NPP power units with the reactors VVER 1000/B-320 the article determines the probabilistic estimations of change of general safety factors as a result of assigning qualification for safety relief valves of Zaporizhzhya NPP at the outflow of water-steam medium and “severe” conditions of operation.
|
| first_indexed | 2025-12-07T18:38:11Z |
| format | Article |
| fulltext |
38 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010
УДК 504.064:621.039
ВЕРОЯТНОСТНЫЕ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ НА БЕЗОПАСНОСТЬ КВАЛИФИКАЦИИ
БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 ПРИ ДВУХФАЗНЫХ РЕЖИМАХ И В «ЖЕСТКИХ»
УСЛОВИЯХ
Ю. А. Комаров, В. Ю. Кочнева, В. И. Скалозубов, А. В. Шавлаков*, С. В. Шигин*
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев
* ОП "Запорожская АЭС", Энергодар
На основании известных результатов вероятностного анализа безопасности энергоблоков
АЭС с реакторами ВВЭР 1000/В-320 определены вероятностные оценки изменения общих показате-
лей безопасности в результате установления квалификации БРУ-А Запорожской АЭС при истечении
пароводяной среды и в «жестких» условиях эксплуатации.
Ключевые слова: быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу
(БРУ-А), водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), вероятностный анализ безопасности (ВАБ),
запроектная авария, проектная авария, межконтурная течь, парогенератор (ПГ), квалификация,
«жесткие» условия, двухфазный режим, частота повреждения активной зоны (ЧПАЗ).
Актуальность вопроса
В рамках важнейших отраслевых программ ядерной энергетики Украины по обеспе-
чению работоспособности и квалификации БРУ-А в условиях возникновения режимов с ис-
течением пароводяной среды (возникающих обычно в результате аварий с течью из 1-го кон-
тура во 2-й) и «жестких» условиях эксплуатации основными задачами по оценке влияния на
безопасность являются:
оценка условий и значимости для безопасности возникновения не квалифицирован-
ных по проекту двухфазных режимов истечения через БРУ-А при авариях с межконтурными
течами;
оценка значимости квалификации БРУ-А для безопасности в «жестких» условиях экс-
плуатации (при возможных внутренних и внешних экстремальных событиях, а также про-
ектных исходных внутренних аварийных событиях).
Результаты этих вероятностных оценок могут выступать обоснованием целесообраз-
ности проведения расчетно-экспериментальной квалификации БРУ-А Запорожской АЭС
(типы клапанов 1115-300/350-Э и 960-300/350-Э) в двухфазных режимах истечения и «жест-
ких» условиях.
Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А
в двухфазных режимах
Исходя из проектно-конструкторской документации, БРУ-А 1115, 960 не квалифици-
рованы на режимы с истечением воды и пароводяной среды. Поэтому возникает неопреде-
ленность надежности и работоспособности БРУ-А в таких режимах. Особенно ответствен-
ным является отказ на закрытие БРУ-А после открытия, который может привести к:
недопустимым выбросам радиоактивных продуктов в окружающую среду;
неуправляемому расхолаживанию РУ и возникновению повторной критичности;
невосполнимой потере теплоносителя и т.п.
В последних двух случаях с большой вероятностью возможно повреждение активной
зоны с превышением проектных пределов. Вместе с тем модернизация или замена действу-
ющих клапанов требует значительных материальных затрат. Поэтому для оптимизации за-
трат и следуя принципу ALARA (повышение безопасности настолько, на сколько это разум-
но достижимо с учетом технических, экономических и социальных факторов) необходимо
первоначально изучить вопрос о вкладе возможного отказа БРУ-А при работе на пароводя-
ной смеси в общий уровень безопасности.
ВЕРОЯТНОСТНЫЕ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 39
Если консервативно постулировать обязательный отказ БРУ-А при попадании в него
пароводяной смеси, то вероятность отказа БРУ-А будет определяться вероятностью попада-
ния пароводяной смеси в БРУ-А (переполнение ПГ) с наложением условий по повышению
давления в паровом коллекторе ПГ до уставок открытия БРУ-А. Оценку вероятности воз-
никновения указанного сценария можно провести на основе известных результатов углуб-
ленного анализа безопасности (ОАБ) АЭС с ВВЭР 1000/В-320, в которых представлено мо-
делирование протекания аварии с течью (эквивалент течи – 100 мм) из 1-го контура во 2-й
(ИСА Т42) [1 – 4]. В обоснованиях оргтехмероприятий по управлению аварией с течью теп-
лоносителя из 1-го контура во 2-й эквивалентным сечением 100 мм [7] проведены также ва-
риантные теплогидравлические расчеты по выбору стратегии управления аварий на основе
кода RELAP5/М3.2. Во всех расчетных обоснованиях принимался запрет на работу (откры-
тие) БРУ-А аварийного ПГ с целью снижения вероятности и величины выброса активности
за пределы гермообъема, который возникает на 10 – 15 с процесса после факта срабатывания
аварийной защиты (АЗ) и наличия сигналов межконтурной некомпенсируемой течи (8 – 10 с
процесса).
Анализ результатов расчетных обоснований условий возникновения неквалифициро-
ванных режимов БРУ-А с истечением двухфазной среды проведен при следующих основных
допущениях:
1) переполнение ПГ определялось по значениям уровнемера с базой 4 м при достиже-
нии уровня в ПГ значения 4 м;
2) момент переполнения ПГ соответствует моменту поступления пароводяной смеси в
патрубок БРУ-А;
3) принимается отказ БРУ-А на закрытие при попадании в клапан пароводяной смеси.
Попадание пароводяной смеси в БРУ-А возможно при наложении двух событий:
1) превышение давления в паропроводе выше уставки на открытие БРУ-А (давление в
паровом коллекторе выше 73 кгс/см2);
2) переполнение ПГ.
Результаты анализа возможности возникновения двухфазного режима в БРУ-А при
авариях с межконтурными течами на основе детерминистского моделирования аварийных
последовательностей теплогидродинамическим кодом RELAP/M3.2 представлены в таблице.
Основные выводы по анализу результатов расчетных обоснований условий возникно-
вения неквалифицированных двухфазных режимов БРУ-А:
1. Возникновение режимов истечения двухфазной среды через БРУ-А возможно при
запроектных авариях с межконтурными течами при:
полной потере функции управления давлением 1-го контура в процессе аварии;
полном отказе изоляции подпитки аварийного ПГ и отказе БРУ-К.
2. Принятый в [7] запрет на срабатывание БРУ-А аварийного ПГ не позволяет проана-
лизировать процессы после возможного срабатывания (открытие/закрытие) БРУ-А по про-
ектным уставкам. Однако анализ результатов моделирования теплогидродинамических про-
цессов позволяет сделать следующие основные выводы в отношении возможного срабатыва-
ния БРУ-А в условиях истечения воды и пароводяной среды.
Во всех рассмотренных режимах проектных и запроектных аварий некомпенсируемой
межконтурной течи достижение уставок срабатывания БРУ-А (7,15 МПа) происходит до 20 с
процесса исходного события, а время возможного наполнения аварийного ПГ водой и воз-
можного попадания в клапана БРУ-А при этом более 1000 с. В соответствии с результатами
расчетного моделирования без запрета на срабатывание БРУ-А на аварийном ПГ (например,
[6]) при открытии клапанов БРУ-А уставки на закрытие достигаются в течение нескольких
десятков секунд. Таким образом, возможное первое срабатывание (открытие/ закрытие) БРУ-
А аварийного ПГ происходит в условиях истечения пара. В [7] этот результат объясняется
тем, что даже при максимальном диаметре межконтурной течи расход в течь существенно
меньше стационарного расхода пара из ПГ, что не приводит к значительному росту уровня в
ПГ и изменению положений регуляторов расхода питательной воды.
Ю. А. КОМАРОВ, В. Ю. КОЧНЕВА, В. И. СКАЛОЗУБОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 40
Таблица
ВЕРОЯТНОСТНЫЕ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 41
Таблица
Ю. А. КОМАРОВ, В. Ю. КОЧНЕВА, В. И. СКАЛОЗУБОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 42
Таблица
ВЕРОЯТНОСТНЫЕ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 43
Отсутствие действий персонала или запоздалые действия персонала (например, по
причине задержки характерного сигнала повышения активности в паропроводах) не являют-
ся критичными по отношению к возникновению условий истечения воды/пароводяной смеси
через клапана БРУ-А, что определяется в первую очередь автоматической изоляцией ава-
рийного ПГ по линии основной, вспомогательной и аварийной питательной воды.
Таким образом, основной причиной возникновения условий срабатывания (открытие/
закрытие) при истечении воды через клапаны БРУ-А может быть запроектная авария меж-
контурной некомпенсируемой течи при полном отказе функции управления давлением по
1-му контуру, управление которой предполагает своевременный перевод насосов системы
аварийного охлаждения зоны высокого давления (САОЗ ВД) на рециркуляцию и периодиче-
ское (своевременное) регулирование давление 1-го контура открытием задвижек системы
аварийного газоудаления.
3. В соответствии с установленными в нормативных документах терминами «квали-
фикация оборудования», «проектные аварии», «запроектные аварии» необходимость уста-
новления квалификации БРУ-А на воде/пароводяной смеси отсутствует, так как в условиях
проектных аварий (для которых согласно определениям проводится квалификация) эти ре-
жимы не возникают.
Необходимость установления работоспособности и надежности выполнения назна-
ченных функций безопасности БРУ-А в неквалифицированных режимах воды/пароводяной
смеси определяется обязательным условием повышения надежности и эффективности
управления доминантными для безопасности запроектными авариями с межконтурными те-
чами. Необходимость проведения аттестации разгрузочных клапанов ПГ для работы на по-
токе воды рекомендована в отчете экспертов МАГАТЭ «Вопросы безопасности и их прио-
ритезация для атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000/320» (рекомендация S9, III
категория [5]) – консервативная квалификация.
Оценка значимости (приоритетности) консервативной квалификации БРУ-А и орг-
техмероприятий по повышению надежности и работоспособности для управления авариями
с межконтурными течами проводится при следующих основных положениях и допущениях:
1. Анализ проводится на основании финальной модели и результатов ВАБ первой фа-
зы первого уровня для внутренних исходных событий аварии (ИСА) ЗАЭС-5 (ВВЭР-1000 В-
320).
2. Оценка частоты возникновения требуемого сценария проводится для ИСА Т42
«Средняя течь из первого во второй контур (отрыв крышки холодного коллектора ПГ)».
3. Отказ быстродействующего редукционного устройства сброса пара в конденсатор
(БРУ-К) возможен как по причине отказа самого БРУ-К и элементов, входящих в границы
БРУ-К, так и по причине отказа в обеспечивающих системах, и по причине обесточивания
собственных нужд энергоблока АЭС. В качестве модели для оценки вероятности отказа
БРУ-К принято функциональное дерево отказа (ФДО), представленное в ВАБ ЗАЭС-5
«Управление давлением 2-го контура» (Т42-Е2-1).
4. Вероятность возникновения обесточивания определяется по частоте ИСА Т1
«Обесточивание всех секций 6 кВ нормального электроснабжения». Принято, что наложение
обесточивания критично на протяжении всего интервала аварии, который в ВАБ консерва-
тивно принимается равным 24 ч.
5. Отказ по изоляции ПГ по питательной воде возможен:
или по причине отказа задвижек на линии основной и аварийной питательной воды
(как по причине отказа самих задвижек, так и по причине отказа в обеспечивающих систе-
мах);
или по причине ошибки персонала, связанной с невыполнением действий по изоляции
аварийного ПГ, которые прописаны в инструкциях по ликвидации аварий (ИЛА).
В качестве модели принято ФДО, представленное в ВАБ ЗАЭС-5 «Изоляция аварий-
ного ПГ по питательной воде» (Т42-Р2).
Ю. А. КОМАРОВ, В. Ю. КОЧНЕВА, В. И. СКАЛОЗУБОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 44
6. Расхолаживание по 2-му контуру должно осуществляться через БРУ-А с подпиткой
ПГ от системы аварийной подпитки парогенератора (АПЭН) или системы вспомогательной
подпитки парогенератора (ВПЭН). В качестве модели принято ФДО, представленное в ВАБ
ЗАЭС-5 «Отвод тепла по 2-у контуру в режиме расхолаживания» (Т42-Е1Е3).
7. Обеспечение давления в 1-м конкуре ниже давления срабатывания БРУ-А на позд-
ней стадии аварии обеспечивается действиями оператора по своевременному переводу САОЗ
ВД на рециркуляцию и периодическим открытием арматуры системы аварийного парогазо-
удаления YR. В качестве модели принято ФДО, представленное в ВАБ ЗАЭС-5 «Управление
давлением 1-го контура для недопущения открытия ПСУ» (T42-G2-2).
8. При реализации аварийных последовательностей, обозначенных в дереве событий
как «VB», создаются условия для срабатывания БРУ-А на пароводяной смеси. Консерватив-
но предполагается, что при этом обязательно происходит заклинивание БРУ-А в открытом
состоянии.
На основании указанных выше теплогидравлических расчетов сформировано дерево
событий (см. рисунок), моделирующее возможные сценарии срабатывания БРУ-А на паро-
водяной смеси.
Расчеты по ФДО проводятся методом минимальных сечений, используя соответству-
ющие модели и встроенные функции SAPHIRE. Уровень отсечения минимальных сечений
задан (Cutoff Value) 10-11 1/год.
ИСА
Т42
Функциональный
отказ БРУ-К или
обесточивание
Изоляция
аварийного
ПГ по пита-
тельной во-
де
Отвод тепла по
2-му контуру в
режиме расхо-
лаживания
Управление
давлением 1-
го контура
для недопу-
щения от-
крытия ПСУ
№ аварийной после-
довательности,
конечное
состояние T42 T42-E2-1 и р(Т1) Т24-Р2 Т42-Е2Е3 T42-G2-2
λТ42 =
4⋅10-
3 1/год
РБРУ-К = 4,611⋅10-2
Ри =
1,487⋅10-3
Ррасх =
4,643⋅10-2
РTQ13 =
1,273⋅10-1
1 OK
2 VB
3 OK
4 VB
5 OK
6 VB
Уточненное дерево событий «Истечение пароводяной смеси через БРУ-А при ИСА Т42»:
VB – конечное состояние, соответствующее срабатыванию БРУ-А на воде;
ОК – отсутствие пароводяной смеси в БРУ-А.
Расчет по ФДО «Управление давлением 2-го контура» (Т42-Е2-1) дал следующий ре-
зультат: Рупр = 4,6⋅10-2.
Расчет по ФДО «Изоляция аварийного ПГ по питательной воде» (Т42-Р2) дал следу-
ющий результат: Ри = 1,5⋅10-3.
Расчет по ФДО «Отвод тепла по 2-му контуру в режиме расхолаживания» (Т42-Е1Е3)
дал следующий результат: Ррасх = 4,643⋅10-2.
Расчет по ФДО «Управление давлением 1-го контура для недопущения открытия
ПСУ» (T42-G2-2) дал следующий результат: РTQ13 = 1,3⋅10-1.
Вероятности реализации отдельных аварийных последовательностей (АП) составят
ВЕРОЯТНОСТНЫЕ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 45
РАП2 = РTQ13, РАП4 = РиРрасх, РАП6 = РБРУ-КРи.
Условная вероятность возникновения сценариев со срабатыванием БРУ-А на двух-
фазной смеси (при условии реализации ИСА Т42) составит
Рвода = 1 − (1 − РАП2)(1 − РАП4)(1 − РАП6).
Частота ИСА Т42 «Средняя течь из 1-го во 2-й контур (отрыв крышки холодного кол-
лектора ПГ)» составит λТ42 = 4⋅10-3 1/год.
Частота возникновения режимов со срабатыванием БРУ-А на двухфазной смеси со-
ставит
ЧПАЗБРУ-А = λТ42РАП2 + λТ42РАП4 + λТ42РАП6 = 5,1⋅10-4 1/год.
Основным вкладчиком в возникновения сценариев со срабатыванием БРУ-А на паро-
водяной смеси при ИСА Т42 является ошибка персонала «РДП и МД Управление давлением
первого контура» (HEP2-T42-1YRTQ-DC). Вероятность данной ошибки оценена в ВАБ
ЗАЭС-5 как РВОП = 1,270⋅10-1.
Условная вероятность возникновения сценариев со срабатыванием БРУ-А на парово-
дяной смеси (при условии реализации ИСА Т42) составит 1,274 ⋅10-1. Частота возникновения
режимов со срабатыванием БРУ-А на пароводяной смеси составит 5,098⋅10-4 1/год.
На основании моделей и результатов ВАБ ЗАЭС-5 возможно также провести оценку
влияния на безопасность отсутствия квалификации БРУ-А при работе на пароводяной смеси.
Базовое значение суммарной ЧПАЗбаза = 4,326⋅10-5 1/год, а оценка при отсутствии ква-
лификации БРУ-А (РзакрБРУ-А = 1) составит ЧПАЗн = 7,072⋅10-5 1/год, т. е. при отсутствии ква-
лификации БРУ-А значение суммарной ЧПАЗ возрастет в 1,6 раза.
Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А
в «жестких» условиях
На основании вероятностных оценок известных результатов углубленного анализа
безопасности (ВАБ с учетом внутренних аварийных событий [6], а также экстремальных со-
бытий [10]) энергоблока АЭС с ВВЭР 1000/В-320 (5 бл. ЗАЭС) влияние работоспособности
БРУ-А в «жестких» условиях на безопасность значимо при сейсмических воздействиях и
разрывах паропроводов между ПГ и БЗОК в помещении А-820.
Исключение из рассмотрения влияния на работоспособность БРУ-А других «жест-
ких» условий, вызванных внутренними исходными аварийными событиями и/или экстре-
мальными событиями (пожары, затопления, падения объектов, ураганы и т.п.), осуществля-
лось на основе одного из следующих критериев:
отсутствие непосредственного влияния на работоспособность БРУ-А;
вероятность возникновения события ниже установленной в ОАБ оценки значимого
влияния события на безопасность;
события (воздействия) возникают в процессе развития запроектных аварий или ава-
рийных ситуаций, к которым не определена необходимость квалификации.
Проведенный анализ позволяет сделать следующие выводы:
1. Для аварии с исходным событием разрыва (течи) паропровода в помещении А-820
(ИСА Т61-2) срабатывание клапанов аварийных БРУ-А не происходит, а возможный отказ
БРУ-А на открытие или закрытие клапанов не является критичным по отношению к ликви-
дации последствий и управления аварией.
2. Критерии квалификации БРУ-А 1115, 960 ЗАЭС в «жестких» условиях разрыва (те-
чи) паропровода в помещениях А-820 в полном объеме не выполняются, т.к. температура ра-
бочей среды в помещениях А-820 достигает более 100 °С. Поэтому консервативно принима-
ется необходимость мероприятий по замене/модернизации электроприводов БРУ-А, которые
также по анализу опыта эксплуатации ЗАЭС являются наименее надежными элементами си-
Ю. А. КОМАРОВ, В. Ю. КОЧНЕВА, В. И. СКАЛОЗУБОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 46
стемы БРУ-А.
Оборудование ЗАЭС, в том числе и БРУ-А, было спроектировано для следующих
условий сейсмического воздействия (п. 2.6.2 [8], таблица 1.5.1 [9]):
проектное землетрясение (ПЗ) – 5 баллов по шкале MSK;
максимальное расчетное землетрясение (МРЗ) – 6 баллов по шкале MSK.
Тем не менее, существует ряд неопределенностей в оценках ПЗ и МРЗ, поэтому кон-
сервативно можно принять, что оборудование ЗАЭС (в том числе БРУ-А) квалифицировано
на ПЗ интенсивностью 6 баллов и не квалифицировано на сейсмические воздействия выше 6
баллов.
Консервативно положим, что при воздействии землетрясения выше 6 баллов БРУ-А
гарантированно откажет. В этом случае дополнительная вероятность отказа в процессе вы-
полнения БРУ-А своих функций безопасности составит ∆РБРУ-А = 1,1⋅10-7.
Максимальное процентное увеличение вероятности отказа (оцененное для БС C-
TXN0S05-SDV-С-ABCD) составит 0,64 %. Максимально возможное приращение ЧПАЗ
можно определить по суммарному приращению интервалов повышения риска БС БРУ-А
RIIз =
ООП
АБРУ
Р1
РRII
−
∆⋅ − ,
где RII = 3,195⋅10-2 – суммарный интервал повышения риска; РООП = 1,723⋅10-5 –значение ве-
роятности отказа по общим причинам БРУ-А на изменение положения.
Тогда приращение ЧПАЗ по причине неквалифицированности БРУ-А для землетрясе-
ний выше 6 баллов составит 3,5⋅10-9 1/год, т.е. 0,007 % от базового значения ЧПАЗ.
Основные выводы
1. Выявлено, что необходимость установления квалификации БРУ-А в двухфазных
режимах отсутствует, т.к. такие режимы могут возникнуть при запроектных авариях с меж-
контурными течами. Однако оргтехнические мероприятия по повышению работоспособно-
сти и надежности закрытия (после открытия) клапанов БРУ-А значимы для управления за-
проектными авариями.
2. Квалификация БРУ-А при сейсмических воздействиях свыше 6 баллов по шкале
MSK имеет низкий приоритет значимости для безопасности.
3. Отказ БРУ-А аварийной линии паропроводов не является критичным для управле-
ния аварийей при «запаривании» помещения А-820. Однако критерии квалификации БРУ-А
по температуре окружающей среды электротехнической части не выполняются. Необходима
модернизация или замена электроприводов БРУ-А 1115, 960.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Расчетное обоснование критериев успеха. Корректировка и обновление ВАБ энергоблока № 5
ЗАЭС // Приложение D.1 к Заключительному отчету по вероятностному анализу безопасности
первого уровня для внутренних исходных событий энергоблока № 5 ОП ЗАЭС, ЕР25-
2004.210.ОД.2. − К.: ООО "Энергориск", 2005.
2. Отчет по анализу безопасности: Хмельницкая АЭС, энергоблок № 2. Глава 19. Вероятностный
анализ безопасности. Дополнительные теплогидравлические расчеты для ВАБ: 43-
923.203.022.АВ.01.02. − ОАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструктор-
ский институт «Энергопроект», 2004. – 220 с.
3. Проект углубленного анализа безопасности энергоблока № 5 Запорожской АЭС. База данных по
ядерной паропроизводящей установке. Приложение D к Заключительному отчету по вероят-
ностному анализу безопасности первого уровня, 10044DL12R. − НАЭК "Энергоатом", Запорож-
ская АЭС, 2000.
4. Теплогидравлические расчеты в поддержку анализа надежности персонала с использованием
полномасштабного тренажера. Корректировка и обновление ВАБ энергоблока № 5 ЗАЭС // При-
ВЕРОЯТНОСТНЫЕ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 47
ложение D.2 к Заключительному отчету по вероятностному анализу безопасности первого уров-
ня для внутренних исходных событий энергоблока № 5 ОП ЗАЭС, ЕР24-2003.110.ОД.2. − К.:
ООО "Энергориск", 2005.
5. Safety issues and their ranking for WWER 1000 model 320 NPP : IAEA-EBP-WWER-05. – Vienna:
IAEA, 1996.
6. Анализ аварийных последовательностей (деревья событий). Корректировка и обновление ВАБ
энергоблока № 5 ЗАЭС // Приложение G к Заключительному отчету по вероятностному анализу
безопасности первого уровня для внутренних исходных событий энергоблока № 5 ОП ЗАЭС,
ЕР24-2004.310.ОД.2. − К.: ООО "Энергориск", 2005.
7. Разработка оргтехмероприятий по управлению аварией: течь теплоносителя из 1-го контура по
2-й эквивалентным сечением Dy 100. Анализ возможных мест возникновения течи. Вариантные
теплогидравлические расчеты по выбору стратегии управления аварией. Мероприятие 12411:
Техотчет КИЭП (энергоблок № 5 ЗАЭС): 18-801.203.002.ОТ00. − ОАО КИЭП, 2009.
8. Техническое обоснование безопасности. Блок № 5. Запорожская АЭС (Книга 4): 21.5.70.ОБ.05.03.
– Министерство топлива и энергетики Украины, ГП НАЭК «Энергоатом», 1999.
9. Дополнительные материалы по анализу безопасности. Блок № 5. Запорожская АЭС:
21.5.70.ОБ.01.01-07. – Министерство топлива и энергетики Украины, ГП НАЭК «Энергоатом»,
2005.
10. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. Отчет по анализу безопасности. Вероятностный анализ
безопасности. ВАБ для внешних экстремальных воздействий: Финальный отчет:
21.5.59.ОБ.04.03.–Министерство топлива и энергетики Украины, ГП НАЭК «Энергоатом».–90 с.
ІМОВІРНІСНІ ОЦІНКИ ВПЛИВУ НА БЕЗПЕКУ КВАЛІФІКАЦІЇ ШРУ-А ВВЕР 1000/В-320
ПРИ ДВОФАЗОВИХ РЕЖИМАХ ТА В «ЖОРСТКИХ» УМОВАХ
Ю. О. Комаров, В. Ю. Кочнєва, В. І. Скалозубов, О. В. Шавлаков, С. В. Шигін
На підставі відомих результатів імовірнісного аналізу безпеки енергоблоків АЕС з реакторами
ВВЕР 1000/В-320 визначено ймовірнісні оцінки зміни загальних показників безпеки в результаті
встановлення кваліфікації ШРУ-А Запорізької АЕС при витоку пароводяного середовища та в «жорс-
тких» умовах експлуатації.
Ключові слова: швидкодіюча редукційна установка скидання пари до атмосфери (ШРУ-А),
водо-водяний енергетичний реактор (ВВЕР), імовірнісний аналіз безпеки (ІАБ), позапроектна аварія,
проектна аварія, міжконтурна теча, парогенератор (ПГ), кваліфікація, «жорсткі» умови, двофазовий
режим, частота пошкодження активної зони (ЧПАЗ).
PROBABILISTIC ESTIMATIONS HOW QUALIFICATION OF FAST-ACTING REDUCING
VALVES OF VVER 1000/B-320 AFFECTS SAFETY AT BIPHASIC MODES AND “SEVERE”
CONDITIONS
Iu. О. Komarov, V. Yu. Kochnyeva, V. I. Skalozubov, О. V. Shavlakov, S. V. Shigin
Based on the known results of probabilistic safety analysis of NPP power units with the reactors
VVER 1000/B-320 the article determines the probabilistic estimations of change of general safety factors as
a result of assigning qualification for safety relief valves of Zaporizhzhya NPP at the outflow of water-steam
medium and “severe” conditions of operation.
Keywords: safety relief valve, water-moderated reactor (VVER), probabilistic safety analysis (PSA),
beyond design based accident, design based accident, intercontour leakage, steam generator, qualification,
“severe” conditions, biphasic mode, core damage frequency (CDF).
Поступила в редакцию 28.09.09
38 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010
Сводная таблица для анализа поведения БРУ-А в авариях со средней течью из 1-го контура во 2-й
РУ ВВЭР-1000 (В-320)
Код расчета
За
кл
ин
ив
ан
ие
Б
Р
У
-А
Б
Р
У
-К
в
р
аб
от
е
О
бе
ст
оч
ив
ан
ие
В
ре
м
я
за
кр
ы
ти
я
Б
ЗО
К
, с
Время открытия
БРУ-А по уставке, с
Время открытия БРУ-А на
неаварийном ПГ на расхо-
лаживание, с
Время перепол-
нения ПГ, с
Р
ас
хо
д
в
те
чь
по
сл
е
10
0
с
ав
а-
ри
и,
н
е
бо
ле
е,
т
О
бщ
ая
д
ли
те
ль
-
но
ст
ь
ра
сч
ет
а,
с
Р
аб
от
а
Б
Р
У
-А
на
в
од
е
О
тк
ры
ти
е/
за
кр
ы
ти
е
Б
Р
У
-А
на
в
од
е
на
а
ва
ри
й-
но
м
П
Г
на
н
еа
ва
-
ри
йн
ом
П
Г
ав
ар
ий
но
-
го
не
ав
ар
ий
-
но
го
ВАБ ЗАЭС-5
сценарий 20
Нет Нет Нет 55 2500 − 9270 − − 250 10500 Нет Нет
ВАБ ЗАЭС-5
сценарий 21
Да Нет Нет 55 2500 − − 4400 − 1000 15000 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
сценарий 22
Да Нет Нет 55 560 − − 2200 − 1000 8000 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
сценарий 23
Да Нет Нет 55 570 − 900 1600 − 1000 14000 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
сценарий 23а
Да Нет Нет 55 570 − 1920 1600 − 1000 15000 Да Нет
АПА ЗАЭС-5
п. 6.6.9
Да Нет Да − 15 16 − 870 − 1657 3600 Да Нет
ТОБ ОАБ
ЗАЭС-5
Да Нет Да − 8 10 900 105 1440 1124 Да Нет
ВАБ ХАЭС-2
разд. 5
Да Да Нет 0 8 − − 1130 − 1800 2450 Нет Нет
ВАБ ХАЭС-2
разд. 6
Нет Нет Нет 1800 275 −
2960
1000 –
2960
1800 1000 − 360 50000 Да Да
ВАБ ХАЭС-2
разд. 7
Нет Да Нет 3600 − − 3600 − − 864 10000 Нет Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D1.1
Да Нет Нет − 24
22 –
1220 − − − 1000 17893 Нет Нет
ВЕРОЯТНОСТНЫЕ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 49
Продолжение таблицы
Код расчета
За
кл
ин
ив
ан
ие
Б
Р
У
-А
Б
Р
У
-К
в
р
аб
от
е
О
бе
ст
оч
ив
ан
ие
В
ре
м
я
за
кр
ы
ти
я
Б
ЗО
К
, с
Время открытия
БРУ-А по уставке, с
Время открытия БРУ-А на
неаварийном ПГ на расхо-
лаживание, с
Время перепол-
нения ПГ, с
Р
ас
хо
д
в
те
чь
по
сл
е
10
0
с
ав
а-
ри
и,
н
е
бо
ле
е,
т
О
бщ
ая
д
ли
те
ль
-
но
ст
ь
ра
сч
ет
а,
с
Р
аб
от
а
Б
Р
У
-А
на
в
од
е
О
тк
ры
ти
е/
за
кр
ы
ти
е
Б
Р
У
-А
на
в
од
е
на
а
ва
ри
й-
но
м
П
Г
на
н
еа
ва
-
ри
йн
ом
П
Г
ав
ар
ий
но
-
го
не
ав
ар
ий
-
но
го
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D1.2
Да Нет Нет − 24
22 –
176 − − − 1548 10140 Нет Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D1.3
Да Нет Нет − 24 − 3000 − − 1044 20000 Нет Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D1.5
Да Нет Нет − 24
22 –
1020 − − − 1044 20000 Нет Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D1.6
Да Нет Нет − 24
22 –
176 − 3000 − 900 20300 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D2.1
Нет Да Нет 1800 2360-5000 − 1800 2600 − 720 5000 Да Да
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D3.1
Нет Да Нет 900 4150 − − − − 720 8000 Нет Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D3.2
Нет Да Нет 900
1780 –
10900 − − 2480 − 396 13600 Да Да
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D4.1
Нет Нет Нет 30
32, 4844 –
11000
32 –
5250
10750 − 10700 900 12500 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D4.3
Да Нет Нет 30 32 33 − 1000 − 1548 17390 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D4.5
Да Нет Нет 30 34 34 1800 1050 4400 1548 10000 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D4.6
Да Нет Нет 1800 34 35 1800 50 − 540 90000 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
КУ-2005 D4.7
Да Нет Нет 20 30 32 14400 2500 − 1116 17350 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
АНП-2005
разд.7
Да Нет Нет − 22 25 – 93 − 2400 − 1470 37200 Да Нет
Ю. А. КОМАРОВ, В. Ю. КОЧНЕВА, В. И. СКАЛОЗУБОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 13 2010 50
Код расчета
За
кл
ин
ив
ан
ие
Б
Р
У
-А
Б
Р
У
-К
в
р
аб
от
е
О
бе
ст
оч
ив
ан
ие
В
ре
м
я
за
кр
ы
ти
я
Б
ЗО
К
, с
Время открытия
БРУ-А по уставке, с
Время открытия БРУ-А на
неаварийном ПГ на расхо-
лаживание, с
Время перепол-
нения ПГ, с
Р
ас
хо
д
в
те
чь
по
сл
е
10
0
с
ав
а-
ри
и,
н
е
бо
ле
е,
т
О
бщ
ая
д
ли
те
ль
-
но
ст
ь
ра
сч
ет
а,
с
Р
аб
от
а
Б
Р
У
-А
на
в
од
е
О
тк
ры
ти
е/
за
кр
ы
ти
е
Б
Р
У
-А
на
в
од
е
на
а
ва
ри
й-
но
м
П
Г
на
н
еа
ва
-
ри
йн
ом
П
Г
ав
ар
ий
но
-
го
не
ав
ар
ий
-
но
го
ВАБ ЗАЭС-5
АНП-2005
разд. 8
Да Нет Нет − 22 25 – 93 − 1750 − 1470 16390 Да Нет
ВАБ ЗАЭС-5
АНП-2005
разд. 9
Да Нет Нет − 22 25 – 93 2700 3000 − 1470 42470 Да Нет
МУТ-1 ЗАЭС-
5 п. 3.2
Нет Нет Да − − 15 − 1300 − 1550 28052 Нет Нет
МУТ-1 ЗАЭС-
5 п. 3.6
Нет Нет Нет 909 − − 609 600 1500 1080 8920 Да Нет
МУТ-1 ЗАЭС-
5 п. 3.7
Нет Нет Да 909 − 18 609 − 1100 1080 8153 Да Нет
МУТ-1 ЗАЭС-
5 п. 3.8
Нет Нет Да − − 16 609 1000 1000 1260 3243 Да Нет
МУТ-2 ЗАЭС-
5 п. 2.2
Нет Нет Нет 906 − − 606 1125 − 27000 1500 Нет Нет
П р и м е ч а н и я:
1. Под работой БРУ-А на воде подразумевается истечение пароводяной смеси как через БРУ-А, открытое под воздействием пароводяной сме-
си, так и при уже открытом БРУ-А. Так, при постулировании заклинивания БРУ-А всегда наблюдается переполнение аварийного ПГ и, хотя давление
в таком аварийном ПГ ниже уставок закрытия БРУ-А, через заклинивший БРУ-А будет происходить истечение пароводяной смеси.
2. Под открытием/закрытием БРУ-А на воде подразумевается ситуация с наложением:
давления открытия в ПГ 72 кгс/см2 (либо при открытом положении БРУ-А давления закрытия БРУ-А 68 кгс/см2); переполнения соответствующего ПГ
(уровень 4 м по уровнемеру с базой 4 м).
3. Под временем закрытия быстродействующего запорно-отсечного клапана (БЗОК) подразумевается длительность от начала аварии до закры-
тия БЗОК аварийного ПГ.
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-58197 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T18:38:11Z |
| publishDate | 2010 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Комаров, Ю.А. Кочнева, В.Ю. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. Шигин, С.В. 2014-03-20T18:48:43Z 2014-03-20T18:48:43Z 2010 Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях / Ю.А. Комаров, В.Ю. Кочнева, В.И. Скалозубов, А.В. Шавлаков, С.В. Шигин // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 13. — С. 38–47. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/58197 504.064:621.039 На основании известных результатов вероятностного анализа безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР 1000/В-320 определены вероятностные оценки изменения общих показателей безопасности в результате установления квалификации БРУ-А Запорожской АЭС при истечении пароводяной среды и в «жестких» условиях эксплуатации. На підставі відомих результатів імовірнісного аналізу безпеки енергоблоків АЕС з реакторами ВВЕР 1000/В-320 визначено ймовірнісні оцінки зміни загальних показників безпеки в результаті встановлення кваліфікації ШРУ-А Запорізької АЕС при витоку пароводяного середовища та в «жорстких» умовах експлуатації. Based on the known results of probabilistic safety analysis of NPP power units with the reactors VVER 1000/B-320 the article determines the probabilistic estimations of change of general safety factors as a result of assigning qualification for safety relief valves of Zaporizhzhya NPP at the outflow of water-steam medium and “severe” conditions of operation. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях Імовірнісні оцінки впливу на безпеку кваліфікації ШРУ-А ВВЕР 1000/В-320 при двофазових режимах та в «жорстких» умовах Probabilistic estimations how qualification of fast-acting reducing valves of VVER 1000/B-320 affects safety at biphasic modes and “severe” conditions Article published earlier |
| spellingShingle | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях Комаров, Ю.А. Кочнева, В.Ю. Скалозубов, В.И. Шавлаков, А.В. Шигин, С.В. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях |
| title_alt | Імовірнісні оцінки впливу на безпеку кваліфікації ШРУ-А ВВЕР 1000/В-320 при двофазових режимах та в «жорстких» умовах Probabilistic estimations how qualification of fast-acting reducing valves of VVER 1000/B-320 affects safety at biphasic modes and “severe” conditions |
| title_full | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях |
| title_fullStr | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях |
| title_full_unstemmed | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях |
| title_short | Вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации БРУ-А ВВЭР 1000/В-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях |
| title_sort | вероятностные оценки влияния на безопасность квалификации бру-а ввэр 1000/в-320 при двухфазных режимах и в "жестких" условиях |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/58197 |
| work_keys_str_mv | AT komarovûa veroâtnostnyeocenkivliâniânabezopasnostʹkvalifikaciibruavvér1000v320pridvuhfaznyhrežimahivžestkihusloviâh AT kočnevavû veroâtnostnyeocenkivliâniânabezopasnostʹkvalifikaciibruavvér1000v320pridvuhfaznyhrežimahivžestkihusloviâh AT skalozubovvi veroâtnostnyeocenkivliâniânabezopasnostʹkvalifikaciibruavvér1000v320pridvuhfaznyhrežimahivžestkihusloviâh AT šavlakovav veroâtnostnyeocenkivliâniânabezopasnostʹkvalifikaciibruavvér1000v320pridvuhfaznyhrežimahivžestkihusloviâh AT šiginsv veroâtnostnyeocenkivliâniânabezopasnostʹkvalifikaciibruavvér1000v320pridvuhfaznyhrežimahivžestkihusloviâh AT komarovûa ímovírnísníocínkivplivunabezpekukvalífíkacííšruavver1000v320pridvofazovihrežimahtavžorstkihumovah AT kočnevavû ímovírnísníocínkivplivunabezpekukvalífíkacííšruavver1000v320pridvofazovihrežimahtavžorstkihumovah AT skalozubovvi ímovírnísníocínkivplivunabezpekukvalífíkacííšruavver1000v320pridvofazovihrežimahtavžorstkihumovah AT šavlakovav ímovírnísníocínkivplivunabezpekukvalífíkacííšruavver1000v320pridvofazovihrežimahtavžorstkihumovah AT šiginsv ímovírnísníocínkivplivunabezpekukvalífíkacííšruavver1000v320pridvofazovihrežimahtavžorstkihumovah AT komarovûa probabilisticestimationshowqualificationoffastactingreducingvalvesofvver1000b320affectssafetyatbiphasicmodesandsevereconditions AT kočnevavû probabilisticestimationshowqualificationoffastactingreducingvalvesofvver1000b320affectssafetyatbiphasicmodesandsevereconditions AT skalozubovvi probabilisticestimationshowqualificationoffastactingreducingvalvesofvver1000b320affectssafetyatbiphasicmodesandsevereconditions AT šavlakovav probabilisticestimationshowqualificationoffastactingreducingvalvesofvver1000b320affectssafetyatbiphasicmodesandsevereconditions AT šiginsv probabilisticestimationshowqualificationoffastactingreducingvalvesofvver1000b320affectssafetyatbiphasicmodesandsevereconditions |