Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР
Проведен анализ известных подходов и предложены методические основы по разработке и применению руководств управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР. Проведено аналіз відомих підходів і запропоновано методичні основи по розробці та застосуванню настанов щодо керування запроектними аваріями на АЕ...
Збережено в:
| Дата: | 2008 |
|---|---|
| Автори: | , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2008
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/7404 |
| 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: | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР / Ю.Л. Коврижкин, Н.И. Власенко, С.Л. Волошина, А.А. Ключников, В.И. Скалозубов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2008. — Вип. 9. — С. 8-14. — Бібліогр.: 18 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859826518701637632 |
|---|---|
| author | Коврижкин, Ю.Л. Власенко, Н.И. Волошина, С.Л. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. |
| author_facet | Коврижкин, Ю.Л. Власенко, Н.И. Волошина, С.Л. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. |
| citation_txt | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР / Ю.Л. Коврижкин, Н.И. Власенко, С.Л. Волошина, А.А. Ключников, В.И. Скалозубов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2008. — Вип. 9. — С. 8-14. — Бібліогр.: 18 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| description | Проведен анализ известных подходов и предложены методические основы по разработке и применению руководств управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР.
Проведено аналіз відомих підходів і запропоновано методичні основи по розробці та застосуванню настанов щодо керування запроектними аваріями на АЕС із ВВЕР.
The known approaches on design basis accidents control at NPPs with VVER are analyzed and methodical bases on development and application of control guidance are offered in this paper.
|
| first_indexed | 2025-12-07T15:29:59Z |
| format | Article |
| fulltext |
8 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008
--------------------------------- ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ --------------------------------
УДК 621.039
ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ НА АЭС С ВВЭР
Ю. Л. Коврижкин1, Н. И. Власенко1, С. Л. Волошина2, А. А. Ключников2,
В. И. Скалозубов2
1
НАЭК «Энергоатом», Киев
2
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины Киев
Проведен анализ известных подходов и предложены методические основы по разработке и
применению руководств управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР.
Общие положения
Концепция запроектных аварий отражена в[1], а в [2, 3] она дополняется некоторыми
более конкретными требованиями (в России, кроме того [4, 5]). В основном эти требования
совпадают с рекомендациями МАГАТЭ [6]. Концепция строится на требовании ограничи-
вать радиационное воздействие при запроектных авариях за счет применения мер по управ-
лению авариями и осуществления на площадке АЭС и окружающей местности планов меро-
приятий по защите персонала и населения.
Первая редакция действующего руководства по управлению запроектными авариями
(РУЗА) АЭС с ВВЭР была разработана в Советском Союзе в 80-е годы. С тех пор редакция
претерпела незначительные изменения и морально устарела. Анализ действующих в насто-
ящее время РУЗА энергоблоков АЭС Украины с ВВЭР-1000 [8, 9, 12, 13] позволяет отметить
следующее:
1. Все РУЗА используют в своей основе событийно-ориентированный подход
(СБОАИ) управления авариями, при котором действия операторов (алгоритмы управле-
ния запроектными авариями - АУЗА) определены для конкретного исходного события
(ИС)/группы событий. Применение такого подхода целесообразно только при условии
достаточных для идентификации всего спектра исходных аварийных событий систем
контроля/диагностики и/или универсальных для ИС/группы ИС признаков (симптомов)
возникновения запроектной аварии по отклонениям технологических параметров и срабаты-
ваниям уставок защит. Существующие РУЗА не определяют в полной мере эти условия для
идентификации исходных аварийных событий и выбора соответствующего алгоритма УЗА.
Так, для примера, в РУЗА [8] запроектные аварии с малой и средней течью 1-го контура
имеют одинаковые признаки возникновения исходного события.
2. РУЗА отличаются полнотой перечня исходных событий запроектных аварий. Во
всех РУЗА этот перечень не является исчерпывающим, в том числе и в отношении
доминантных для безопасности аварийных последовательностей. Необходимо существенное
уточнение перечня запроектных аварий, которое возможно на основе полученных в послед-
нее время результатов углубленного анализа безопасности АЭС с ВВЭР.
3. В большинстве случаев представленные в РУЗА алгоритмы действий по управ-
лению авариями не являются обобщенными (едиными) для конкретных исходных событий -
ИС/групп ИС, так как не учитываются все возможные отказы в процессе развития исходного
аварийного развития. Не определены в полной мере способы и методы контроля этих
отказов, а также алгоритмы управления аварийными последовательностями. Так, например,
возможный для большинства ИС отказ на срабатывание аварийной защиты (АЗ) для аварий-
ного останова реактора представлен в известных РУЗА отдельным алгоритмом, который не
является в общем случае универсальным для других ИС/групп ИС.
В рамках используемого в РУЗА СБОАИ необходима дальнейшая разработка обоб-
щенных для ИС алгоритмов управления с учетом:
ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 9
всех возможных аварийных последовательностей, связанных с отказами критических
конфигураций систем, обеспечивающих выполнение необходимых функций безопасности;
всех возможностей восстановления и дублирования отказавших критических конфи-
гураций систем, обеспечивающих выполнение необходимых функций безопасности;
времени, располагаемым оператором для управления аварийными процессами, в том
числе и по восстановлению/дублированию отказавших систем.
4. Управление авариями предполагает не только регламентирование действий опе-
ратора, но и принятие дополнительных технических мероприятий по контролю, восстанов-
лению/дублированию систем, обеспечивающих выполнение необходимых функций безопас-
ности. Во всех известных РУЗА такие мероприятия рассмотрены крайне недостаточно.
В настоящее время в национальную практику происходит внедрение углубленного
анализа безопасности и риск-ориентированных подходов, использование которых совместно
с детерминистскими методами позволяет обеспечить принятие более обоснованных/сбалан-
сированных решений по вопросам безопасности АЭС, сфокусировать внимание на тех про-
блемах, которые связаны с наибольшим риском для безопасности. Эти подходы определены
новыми нормативными требованиями [1] для формирования окончательных перечней и
реалистических сценариев развития запроектных аварий и поэтому должны быть учтены при
разработке новой редакции РУЗА. Кроме того, методы углубленного анализа безопасности и
риск-ориентированных подходов могут служить основой для развития методического обес-
печения РУЗА. Необходимо также внедрение в РУЗА более перспективных симптомно-
ориентированных подходов (СОАИ) УЗА, основанных на разработке универсальных призна-
ков (симптомов) возникновения аварий.
Учитывая достаточную общность и отсутствие конкретизаций требований норматив-
ных документов по отношению к управлению запроектными авариями (УЗА), в НТЦ ЯРБ
(Россия) в 1991 - 1996 гг. была выполнена разработка проекта соответствующего
руководства по безопасности, который на уровне рекомендаций конкретизировал бы общие
нормативные требования, содержащиеся в документах более высоких уровней, и определил
бы недостающие требования в отношении методики разработки технических и организа-
ционные мер по УЗА. Разработанный проект содержит рекомендации по обеспечению
готовности на случай запроектной аварии [7]: разработка мер по УЗА; разработка органи-
зационной структуры для УЗА; разработка РУЗА; организация обучения персонала АЭС и
привлеченных лиц; корректировка РУЗА. Разработанный проект подвергся критике
специалистов за чрезмерную общность содержащихся в нем рекомендаций. В частности, эта
критика касалась приведенной методики перехода от набора представительных сценариев
аварий к уровням их тяжести и обеспечения, тем самым ориентации разрабатываемых мер по
УЗА на признаки состояния аварийного энергоблока. Недостаток отечественного опыта
разработок в данной области не позволил сделать рекомендации, содержащиеся в разрабо-
танном проекте документа руководства по безопасности, достаточно конкретными и, прежде
всего, в методическом плане. В нем в определенной степени сохранилась обобщенность
формулировок, характерная, например, для рекомендаций МАГАТЭ [6].
Кроме того, дополнительно можно высказать еще ряд следующих замечаний:
1. Фактически остался без рассмотрения ключевой (и наиболее сложный) вопрос
применения СОАИ УЗА – методическое обеспечение к формированию обобщающих
(огибающих) симптомов, по которым формируется конкретные обобщающие алгоритмы
восстановления или дублирования «потерянных» критических функций безопасности.
2. Принятие допущения о том, что «уровень тяжести» ограниченного количества в
процессе аварии состояний не зависит от пути (сценариев) развития аварийных последова-
тельностей, в общем случае является не вполне корректным.
Попытки усовершенствования методической основы СОАИ руководств по безопасно-
сти были рассмотрены в работах [14, 15], в которых представлен оригинальный метод
постулируемых уровней тяжести аварий. Этот метод позволяет на основе систематического
Н. И. ВЛАСЕНКО, С. Л. ВОЛОШИНА, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 10
рассмотрения различных реализуемых сочетаний повреждения физических барьеров на пути
распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду выбрать из практически
неограниченного числа вариантов протекания (сценариев) запроектных аварий конечное и
обозримое количество сценариев, представительных в смысле полноты охвата возможных
аварийных состояний энергоблока АЭС. Метод реализован, в частности, применительно к
СОАИ энергоблоков Ленинградской АЭС (РБМК-1000) и Балаковской АЭС (ВВЭР-1000).
Отмечая целесообразность и перспективность этого метода, следует также отметить
вопросы, требующие доработок, связанных с необходимостью достаточно обоснованного
методического подхода формирования универсальных обобщающих симптомов и обобщаю-
щих алгоритмов действий по УЗА.
Основы методического обеспечения
Основой методического обеспечения управления запроектными авариями является
принцип идентификации исходных событий и/или признаков (симптомов) аварий по
обобщенным алгоритмам управления аварийными процессами (принцип идентификации по
обобщенным ОАУЗА).
Принципиальная структура подходов по УЗА приведена на рис. 1 и 2. В соответствии
с принципом идентификации по ОАУЗА в рамках СБОАИ в обобщенную j-ю группу
исходных событий должны входить отдельные события ИСi, имеющие одинаковый алгоритм
управления ОАУЗА как на проектной, так и на запроектной стадии развития аварии:
( ) ( )ijij АУЗАidemОАУЗАjiИСИС ⇔= ...,,1,
(1)
S/I S1/I1 S2/I2 … Sn/In
АУЗА
ИС ИС1 ИС2 … ИСn
АУЗА1 x …
АУЗА2 х
.
.
.
.
.
.
.
.
.
x
АУЗАn x
Рис. 1. Принципиальная структура СБОАИ: ИС – исходное событие;
S/I - идентификаторы исходного события;
АУЗА – алгоритмы управления запроектными авариями.
В соответствии с принципом идентификации по ОАУЗА в рамках СОАИ в обоб-
щенную группу симптомов jS аварийных событий должны входить симптомы, содержание
и последовательность которых однозначно определяют соответствующую группу событий,
имеющих одинаковый алгоритм управления ОАУЗАj как на проектной, так и на запроектной
стадии развития аварии:
( ) ( )iijj АУЗАidemОАУЗАИСS ⇔ (2)
Условия (1) и (2) являются методической основой создания руководств (инструкций)
по управлению запроектными авариями, которые сводятся к последовательному выпол-
нению следующих этапов:
1. Идентификация групп исходных событий признаков (симптомов) и соответствую-
щих им возможных последовательностей развития аварий (АП).
ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 11
2. Определение критериев успеха состояний обобщенных аварийных последователь-
ностей и допустимые интервалы времени, необходимые для выполнения, восстановления
и/или дублирования необходимых функций безопасности.
3. Формализация обобщенных алгоритмов управления авариями для каждой группы
исходных событий/признаков (симптомов) как на проектной, так и на запроектной стадиях
развития аварийных процессов.
S
АУЗА
S1 S2 … Sn
АУЗА1 x
.
.
.
АУЗА2 х
.
.
.
.
.
.
x
АУЗАn x
Рис. 2. Принципиальная структура СОАИ.
Универсальность ОАУЗА определена предусмотренным проектом набором и после-
довательностью обеспечения необходимых функций безопасности. Частичное или полное
необеспечение выполнения необходимых функций безопасности определяет развитие
аварийного процесса на стадиях перехода проектных аварий в запроектные, а запроектные в
тяжелые аварии. Функции безопасности, необеспечение выполнения которых приводит к
переходу запроектных аварий в тяжелые аварии, являются критическими функциями без-
опасности (КФБ), а минимальные конфигурации систем, обеспечивающие выполнение КФБ,
являются соответствующими критическими конфигурациями систем (ККС). КФБ и соответ-
ствующие ККС определяют конечный и общий спектр развития аварийных последователь-
ностей, на основе которого возможно формирование ОАУЗА:
( ){ }jjjj SИСКФБОАУЗА ,⇔
(3)
Обобщенные ИС или S по КФБ и ККС определяют как общий (универсальный)
набор АП, которые могут привести запроектные аварии к тяжелым последствиям, так и
соответствующие ОАУЗА. Для АП запроектными авариями, в которых не нарушено выпол-
нение КФБ, применимы алгоритмы управления и ликвидации аварий на проектной стадии
(например, [17]). Таким образом, при реализации принципа идентификации по ОАУЗА охва-
тывается весь спектр возможных аварийных последовательностей. Такой подход принципи-
ально отличается от известных предложений формирования РУЗА только для тех АП,
которые вносят существенный вклад в показатели безопасности. Последний подход может
быть неоправдан в отношении достаточности действий и мероприятий по управлению
запроектными авариями, как одного из уровней глубоко эшелонированной защиты АЭС [1],
так и в отношении снижения уровня безопасности без необходимых компенсирующих
мероприятий [2].
Развитие АП при успешном выполнении всех ККС соответствующих КФБ можно
условно определить как граничную запроектную аварию. Граничной запроектной аварией
такая АП является потому, что в ККС учитываются минимальные наборы каналов/обору-
дования, обеспечивающие выполнение КФБ, т.е. допускаются отказы сверх принципа
единичного отказа, определенного для проектных аварий [1]. При работоспособных
конфигурациях систем больше, чем минимальные наборы ККС, АП запроектных аварий
также должны иметь безопасные конечные состояния вплоть до условий развития АП
Н. И. ВЛАСЕНКО, С. Л. ВОЛОШИНА, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 12
проектных аварий. В этом случае управление запроектных аварий (включая граничную
запроектную аварию) сводится к обеспечению и контролю работоспособности минимальных
конфигураций систем, которые в свою очередь обеспечивают выполнение КФБ.
При формировании наборов и последовательностей симптомов исходных событий
применяются: принцип минимальности и достаточности; принцип адекватности исходному
событию.
Принцип минимальности и достаточности определяет необходимость применения
минимального набора симптомов, достаточных для идентификации исходного аварийного
события
( )21,min SSSИС → (5)
Выполнение принципа минимальности и достаточности необходимо для упрощения, а
соответственно, и повышения надежности действий оператора по идентификации исходных
событий или по выбору алгоритмов управления аварией.
Принцип адекватности исходному событию определяет необходимость дополнитель-
ного условия по различию достаточных наборов и последовательностей симптомов между
другими группами исходных событий.
Метод построения обобщенного алгоритма управления запроектными авариями осно-
вывается на результатах, полученных вышеприведенными методами идентификации исход-
ных событий, симптомов и аварийных последовательностях при условии (3), согласно
которым управление запроектными аварийными последовательностями, имеющими условия
граничной запроектной последовательности с безопасным конечным состоянием, осущест-
вляется алгоритмами при проектном протекании аварийных процессов. Для запроектных
аварий с возможными тяжелыми последствиями обобщенный алгоритм управления запро-
ектными авариями (ОАУЗА) для каждой группы исходных событий и/или симптомов
исходных событий может быть определен по индивидуальному набору и последователь-
ностей критических конфигураций систем, обеспечивающих выполнение, восстановление и
дублирование критических функций безопасности.
Схематично обобщенный алгоритм управления запроектными авариями представлен
на рис. 3. Реализация ОАУЗА осуществляется поэтапно.
Этап 1. На начальном этапе оператор по контролируемым признакам или прямым
методам измерений идентифицирует:
принадлежность события к обобщенным симптомам исходных событий, имеющих
общий алгоритм управления аварией (в рамках СОАИ);
принадлежность события к обобщенным группам исходных аварийных событий,
имеющих общий алгоритм управления аварией (в рамках СБОАИ).
По результатам идентификации исходных событий и их симптомов определяется
соответствующий индивидуальный алгоритм управления аварией.
Этап 2. Далее оператор осуществляет контроль выполнения функций безопасности и
управление аварий в проектном режиме.
Этап 3. В случае невыполнения условий развития проектной аварии возникают
условия запроектной аварии и на этом этапе оператор осуществляет контроль выполнения
критических функций безопасности соответствующими конфигурациями систем, обеспечи-
вающих их выполнение. В случае успешного выполнения КФБ (вплоть до минимальных
конфигураций систем, обеспечивающих их выполнение) дальнейшее управление аварией
осуществляется в проектном режиме.
Этап 4. В случае отказа на любом этапе развития аварийного процесса системы по
обеспечению соответствующей КФБ, возникает два одновременных этапа дальнейшего упра-
вления аварией: восстановление работоспособности каналов системы (этап 4а) и дубли-
рование выполнения КФБ другими системами безопасности (этап 4б). Восстановление
работоспособности системы может осуществляться как периодическим повторением включе-
ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 13
ния отказавших каналов системы, так и диагностикой и устранением причин отказов.
Дублирование выполнения КФБ должно осуществляться, в первую очередь, другими систе-
мами, обеспечивающими по проекту выполнение аналогичных функций безопасности. В
случае если по технологическим причинам невозможно одновременное управление аварией
по восстановлению отказавших каналов системы и по дублированию выполнения КФБ
другими системами, то приоритет отдается действиям по дублированию.
Этап 5. В случае невыполнения успешных действий по дублированию и по восстанов-
лению выполнения КФБ за время, отведенное для осуществления этих действий, возникают
условия тяжелой аварии. Дальнейшие мероприятия должны осуществляться либо в соответ-
ствии с руководством по управлению тяжелыми авариями (РУТА), либо планами чрезвычай-
ных ситуаций.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. НП 306.1/1.034-2000 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций / ГКЯРУ. –
Киев, 2000.
2. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89),
1991.
3. Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности. НП-010-98, 1991.
4. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реактором
типа ВВЭР (ТС ООБ), ПНАЭ Г-01-036-95, 1995.
5. Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности,
ПНАЭ Г-03-33-93, 1993.
6. International Atomic Energy Agency, Accident Management Programs in Nuclear Power Plants. A
Guidebook. Technical Report Series № 368, Vienna, 1994.
7. Антропов В.Н., Букринский А.М., Кузнецов М.В. О необходимости разработки рекомендаций к
составлению руководства по управлению запроектными авариями на АС / НТЦ ЯРБ Госатом-
надзора РФ. – М., 2000.
8. Руководство по управлению запроектными авариями энергоблоков ЗАЭС // 00.ГТ.Рг.04 А, 1998.
9. Руководство по управлению запроектными авариями на энергоблоке № 1 Хмельницкой АЭС /
Госкоматом Украины – 1.ЯБ 1273.ИЭ-97.
10. Руководящий документ «Требования к содержанию отчета по анализу безопасности действующих
энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР», введен в действие приказом Госкоматома Украины
от 27.11.95 № 386.
11. Руководящий нормативный документ «Требования к содержанию отчета по анализу безопасности
АС с реакторами типа ВВЭР на стадии выдачи разрешения на ввод в эксплуатацию. КНД 306.302-
96.
12. Руководство по управлению запроектными авариями на энергоблоках №1 и 2 Южно-Украинской
АЭС. 1.1-209В27, г. Южно-Украинск, 1994.
13. Министерство энергетики Украины. НАЭК "Энергоатом". Ровенская АЭС. №3-Э-УНиК. Руково-
дство по управлению запроектными авариями на энергоблоке №3 Ровенской АЭС. г. Кузнецовск,
1995/1998.
14. Bukrinsky A., Development of Deterministic Approach to the Beyond Design Basis Accident
Management in Application to NPP units with WWER-1000. SAM-99 Information Exchange Forum on
"Severe Accident Management", 18 - 22 October 1999, Obninsk, Russia.
15. Antropov V., Bukrinsky A., Shvyryaev Yu., Development of Methodology and List of BDBA for
WWER-1000 for Quantitative Analysis. SAM-99 Information Exchange Forum on "Severe Accident
Management", 18 - 22 October 1999, Obninsk, Russia.
16. International Nuclear Safety Program. Soviet – Designed Pressurized Water Reactor Symptomatic
Emergency Operating Instruction Analytical Validation Procedure // Ronald J. Beclman – Idaho 83401 –
USA – 2000.
17. Инструкция по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на РУ энергоблока № 4 Ровенской
АЭС с реактором ВВЭР-1000 / 5-Э-УНИК-ГП НАЭК «Энергоатом», 2003.
18. НП 306.2.106-2005 Требования к проведению модификаций ядерных установок и порядку оценки
их безопасности / ГКЯР Украины, 2005.
Поступила в редакцию 03.12.07
Н. И. ВЛАСЕНКО, С. Л. ВОЛОШИНА, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 14
4 ОСНОВИ КЕРУВАННЯ ЗАПРОЕКТНИМИ АВАРІЯМИ НА АЕС ІЗ ВВЕР
Ю. Л. Коврижкін, М. І. Власенко, С. Л. Волошина, О. О. Ключников, В. І. Скалозубов
Проведено аналіз відомих підходів і запропоновано методичні основи по розробці та засто-
суванню настанов щодо керування запроектними аваріями на АЕС із ВВЕР.
4 BASIS OF BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENTS CONTROL AT NPP WITH VVER
Yu. L. Kovrigkin, N. I. Vlasenko, S. L. Voloshina, A. A. Kljuchnikov, V. I. Skalozubov
The known approaches on design basis accidents control at NPPs with VVER are analyzed and
methodical bases on development and application of control guidance are offered in this paper.
ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 15
Рис. 3. Обобщенный алгоритм управления запроектными авариями
1а Идентификация ИС
2 Контроль выполнения ФБ
3а Контроль выполнения liK КФБ
ОК
Нет Да
ИЛА
Проектные
аварии
3б
ОК
Нет Да
4а Восстановление liK за lit 4б Дублирование liK за lit
ОК ОК
Нет Да
Алгоритм 3 4
для конфигурации ilК )1( +
Алгоритм 3 4
для конфигурации ilК
Нет Да
Алгоритм 3 4
для конфигурации ilК )1( +
Алгоритм 3 4
для конфигурации ilК
РУТА / План ЧС
СБОАИ СОАИ
1б Идентификация S
Н. И. ВЛАСЕНКО, С. Л. ВОЛОШИНА, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 16
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-7404 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T15:29:59Z |
| publishDate | 2008 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Коврижкин, Ю.Л. Власенко, Н.И. Волошина, С.Л. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. 2010-03-30T08:15:46Z 2010-03-30T08:15:46Z 2008 Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР / Ю.Л. Коврижкин, Н.И. Власенко, С.Л. Волошина, А.А. Ключников, В.И. Скалозубов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2008. — Вип. 9. — С. 8-14. — Бібліогр.: 18 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/7404 621.039 Проведен анализ известных подходов и предложены методические основы по разработке и применению руководств управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР. Проведено аналіз відомих підходів і запропоновано методичні основи по розробці та застосуванню настанов щодо керування запроектними аваріями на АЕС із ВВЕР. The known approaches on design basis accidents control at NPPs with VVER are analyzed and methodical bases on development and application of control guidance are offered in this paper. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР Основи керування запроектними аваріями на АЕС із ВВЕР Basis of beyond design basis accidents control at NPP with VVER Article published earlier |
| spellingShingle | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР Коврижкин, Ю.Л. Власенко, Н.И. Волошина, С.Л. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР |
| title_alt | Основи керування запроектними аваріями на АЕС із ВВЕР Basis of beyond design basis accidents control at NPP with VVER |
| title_full | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР |
| title_fullStr | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР |
| title_full_unstemmed | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР |
| title_short | Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР |
| title_sort | основы управления запроектными авариями на аэс с ввэр |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/7404 |
| work_keys_str_mv | AT kovrižkinûl osnovyupravleniâzaproektnymiavariâminaaéssvvér AT vlasenkoni osnovyupravleniâzaproektnymiavariâminaaéssvvér AT vološinasl osnovyupravleniâzaproektnymiavariâminaaéssvvér AT klûčnikovaa osnovyupravleniâzaproektnymiavariâminaaéssvvér AT skalozubovvi osnovyupravleniâzaproektnymiavariâminaaéssvvér AT kovrižkinûl osnovikeruvannâzaproektnimiavaríâminaaesízvver AT vlasenkoni osnovikeruvannâzaproektnimiavaríâminaaesízvver AT vološinasl osnovikeruvannâzaproektnimiavaríâminaaesízvver AT klûčnikovaa osnovikeruvannâzaproektnimiavaríâminaaesízvver AT skalozubovvi osnovikeruvannâzaproektnimiavaríâminaaesízvver AT kovrižkinûl basisofbeyonddesignbasisaccidentscontrolatnppwithvver AT vlasenkoni basisofbeyonddesignbasisaccidentscontrolatnppwithvver AT vološinasl basisofbeyonddesignbasisaccidentscontrolatnppwithvver AT klûčnikovaa basisofbeyonddesignbasisaccidentscontrolatnppwithvver AT skalozubovvi basisofbeyonddesignbasisaccidentscontrolatnppwithvver |