Олег Михайлович более 10 лет читал в МЭИ разработанный им курс по безопасности объектов использования атомной энергии, получил звание профессора, является автором около 150 научных трудов, книг, монографий и статей, дающих представление о формировании и развитии системы регулирования безопасности. Однако о первых шагах на пути к привычному нам уже много лет Совету по аттестации ПС до сих пор сказано было не так много. Именно об этом мы и поговорили с Олегом Михайловичем Ковалевичем.

Интервью можно скачать в формате PDF.

А.В. Аверьянов, С.Н. Богдан, к.т.н., Н.М. Жылмаганбетов, А.И. Попыкин, к.ф.-м.н., Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приведены результаты анализа более 500 экспертных заключений, разработанных в ФБУ «НТЦ ЯРБ» по заданиям Ростехнадзора в рамках процедуры лицензирования объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) и выполняемых на них видов деятельности. Результаты этого анализа позволили получить общую картину состояния верификации ПС, используемых при обосновании безопасности ОИАЭ в 2015 г.

Отмечаемые при экспертизе замечания к ПС сгруппированы в тематические подразделы, соответствующие основным типам ОИАЭ. В первом подразделе представлены результаты анализа экспертизы безопасности АЭС с ВВЭР, во втором – АЭС с канальными реакторами (РБМК и ЭГП-6), в третьем – АЭС с БН, в четвертом – прочих ОИАЭ.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

С.Н. Ложкин, к.т.н., С.А. Шевченко, к.т.н., Д.А. Яшников, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В последние годы в атомной отрасли активно выполняются работы по развитию и внедрению ПС, реализующих методы вычислительной гидродинамики (computational fluid dynamics), называемых далее CFD-кодами. Высокий уровень освоения и использования отечественных CFD-кодов в атомной энергетике отмечен в докладах проведенного в АО «ОКБМ Африкантов» (Нижний Новгород) в сентябре 2016 г. научно-технического семинара «Проблемы верификации и применения CFD-кодов в атомной энергетике». В отдельных случаях применение CFD-кодов позволяет существенно сократить объем работ по экспериментальному обоснованию проектных решений, заменив натурные эксперименты численными.

Тем не менее, в настоящее время нет CFD-кодов, аттестованных для обоснования безопасности ОИАЭ. Связано это, в том числе, с проблемами верификации таких ПС, к числу которых можно отнести:

• отсутствие типовых матриц верификации для CFD-кодов;
• значительные трудности выполнения требований РД-03-34-2000 «Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии» о достаточности экспериментальных данных для верификации CFD-кодов и об обеспечении необходимого качества этих экспериментальных данных (необходимость использования бесконтактных средств измерений);
• использование в CFD-кодах моделей турбулентности, область применения которых ограничена областью изменения режимных параметров тех экспериментов, на которых эти модели были получены.

Две последние проблемы рассматриваются в полной версии статьи.

С.Н. Богдан, к.т.н., Н.А. Козлова, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), С.Л. Соловьев, д.т.н. (АО «ВНИИАЭС»), А.А. Хамаза, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Требования к обоснованию и верификации ПС, применяемых для выполнения анализов безопасности объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), установлены в РД-03-34-2000. Верификация ПС проводится путем сопоставления результатов расчетов с экспериментальными данными и/или аналитическими тестами. Такое сопоставление позволяет судить об адекватности заложенных в ПС физических и расчетных моделей, определить границы применимости этих моделей и оценить погрешность получаемых результатов. РД-03-34-2000 содержит достаточно детальное описание процедуры верификации и представления её результатов. Многолетняя практика применения документа показала эффективность заложенных в нем подходов, позволяющих унифицировать обоснование ПС из различных тематических областей – начиная от теплогидравлических и нейтронно-физических расчетов и заканчивая моделированием физико-химических процессов коррозии, расчетов прочности оборудования и строительных конструкций.

Однако не все требования РД-03-34-2000 учитываются при разработке верификационных отчетов, обосновывающих применимость ПС. Так, например, чаще всего не выполняется требование п. 11-д РД-03-34-2000, согласно которому в обязательном порядке должен проводиться «анализ чувствительности решения к изменению геометрических, граничных и режимных параметров, а также замыкающих соотношений в пределах имеющейся зоны неопределенности их выбора». Кроме того, разработчики ПС сталкиваются с трудностями при выполнении требований п. 11-е об обязательном обосновании достаточности информации, включенной в матрицу верификации ПС, для подтверждения адекватности полученных по ПС расчетных значений параметров и их погрешностей в заявленном диапазоне применения ПС.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

И.В. Калиберда, д.т.н. (ФБУ «НТЦ Энергобезопасность»), С.С. Нефедов, к.т.н., Т.З. Югай (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В зависимости от выполняемых функций к строительным конструкциям ОИАЭ предъявляются различные требования, в том числе:

• по прочности и устойчивости,
• по герметичности,
• по обеспечению биологической защиты,
• по долговечности в соответствии со сроком службы ОИАЭ и др.

Основной объём расчётов связан с обоснованием прочности и устойчивости строительных конструкций при внешних и внутренних воздействиях, учёт которых предусмотрен нормативными документами. Расчёты прочности и устойчивости СК зданий и сооружений характеризуются рядом особенностей, отличающих их от расчётов других систем и элементов ОИАЭ.

Первая из этих особенностей состоит в необходимости учёта взаимодействия сооружения с грунтовым основанием. Деформации грунтового основания определяют линейную осадку и крен сооружения, предельные значения которых нормируются, исходя из условий, необходимых для работы оборудования и трубопроводов ОИАЭ. Взаимодействием с грунтовым основанием определяются первые формы колебаний сооружения, в основном определяющие его реакцию на динамические, в том числе сейсмические, воздействия. Учёт этого взаимодействия требует введения грунтового основания в расчётную модель сооружения. В наиболее распространённых в настоящее время расчётах с использованием метода конечных элементов применяются два метода моделирования грунтового основания. Первый метод состоит в прямом введении в модель массива грунта, его разбиении на конечные элементы и назначении свойств конечных элементов в соответствии с реальными упругими и вязкими характеристиками слоёв грунта. Этот метод даёт возможность реалистического моделирования, но значительно увеличивает размерность задачи. Второй метод – представление грунта упруго-вязкими элементами (пружинами и демпферами) с использованием модели Максвелла. Этот метод позволяет экономить вычислительные ресурсы, но требует предварительных расчётов по определению эквивалентных характеристик пружин и демпферов. При использовании обоих методов адекватность моделирования грунта должна быть обоснована.

Скачать полную статью можно в формате PDF.

Г.А. Ершов, д.т.н., профессор (АО ИК «АСЭ»), В.Б. Морозов, к.т.н. (АО «Атомэнергопроект»), Г.И. Самохин, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Е.А. Шиверский , к.т.н. (АО «НИКИЭТ»).

ВАБ АС выполняется в несколько этапов и, соответственно, различаются ВАБ нескольких уровней:

• ВАБ-1 – разработка вероятностной модели энергоблока АЭС для определения финальных состояний с повреждением источников радиоактивности и оценки значений вероятностей их реализации;
• ВАБ-2 – разработка вероятностной модели энергоблока АЭС для определения распределения аварийных выбросов и последствий аварий;
• ВАБ-3 – анализ распространения выбрасываемых за пределы герметичной оболочки РВ, оценка создаваемых при этом доз облучения, расчет комплексных показателей безопасности, включая оценку риска от АЭС.

Важной составной частью ВАБ всех уровней является качественный и количественный анализы надежности систем и оборудования ЯЭУ, важных для безопасности.

На каждом этапе ВАБ имеет место комплексное использование вероятностного и детерминированного подходов. Например, при выполнении ВАБ-1 для работы энергоблока на мощности и внутренних исходных событий (ИС) (отказы оборудования, ошибки персонала и т.п.) вероятности реализации конечных состояний (КС) с нарушением условий и пределов безопасной эксплуатации рассчитываются на основании вероятностных методов. Уровни же ущерба при переходе энергоблока в каждое из КС определяются детерминированными методами. С помощью детерминированных методов (нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов) определяются критерии успеха систем безопасности, параметры аварий и т.д. Детерминированные методы используются и при отборе самих ИС, подлежащих глубокому детальному анализу.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

В.С. Рубцов, к.т.н., ФБУ «НТЦ ЯРБ».

Важное место в обосновании безопасности объектов использования атомной энергии занимают проблемы прочности и ресурса элементов активной зоны реакторов, а также оборудования и трубопроводов энергоблоков АЭС. При этом в настоящее время указанные проблемы становятся все более актуальными по следующим причинам:

• проектный срок службы оборудования и трубопроводов проектируемых и строящихся энергоблоков АЭС увеличен до 60 лет и более;
• увеличивается доля энергоблоков АЭС, проектный срок эксплуатации которых закончился;
• появляются энергоблоки АЭС, для которых уже закончился продленный срок эксплуатации;
• происходит необратимое накопление повреждаемости металла оборудования и трубопроводов за счет циклически повторяющихся нагрузок;
• происходит накопление повреждаемости металла корпусов реакторов, внутрикорпусных устройств реакторов, металлоконструкций за счет нейтронного облучения;
• происходит необратимая деградация незаменяемых элементов активной зоны реакторов (например, графитовой кладки);
• увеличивается степень выгорания ядерного топлива.

Решение указанных проблем невозможно без использования современных аттестованных ПС, предназначенных для расчета напряженно-деформированного состояния и оценок прочности и ресурса важных для безопасности элементов АЭС.

Работа секции № 4 «Расчеты напряженно–деформированного состояния и анализ прочности элементов активных зон, оборудования и трубопроводов ОИАЭ» экспертного Совета по аттестации ПС при Ростехнадзоре во многом способствует решению указанных выше проблем.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

А.В. Никитин, д.т.н. (АО «НИКИЭТ»), А.И. Попыкин, к.ф.-м.н., Р.А. Шевченко (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В федеральном законе «Об использовании атомной энергии» от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ установлено, что обеспечение безопасности при использовании атомной энергии – это защита отдельных лиц, населения и окружающей среды от радиационной опасности. При этом в федеральном законе «О радиационной безопасности населения» уточняется, что радиационная безопасность населения – это состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

Обоснование радиационной безопасности объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) опирается на расчеты, результаты которых должны однозначно показать, что безопасность человека и окружающей среды будет обеспечена при любых условиях эксплуатации ОИАЭ. ПС, используемые для проведения таких расчетов, являются предметом рассмотрения секцией № 3 «Расчеты радиационной защиты и радиационной безопасности».

Если рассмотреть тематику секции в отношении непосредственно ядерных энергетических установок, то область применения ПС, рассматриваемых на секции № 3, охватывает задачи от расчетов источников излучения (активности), формируемых в процессе деления ядер топлива, т.е. появление осколков деления, и до определения дозовых нагрузок. Такой широкий диапазон задач требует проведения верификации моделирования значительного количества явлений и процессов, которые выходят за рамки деятельности секции № 3, что в свою очередь требует постоянного взаимодействия секции № 3 с другими тематическими секциями экспертного Совета.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

О.Ю. Кавун, д.т.н., С.Н. Ложкин, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), С.Л. Соловьев, д.т.н. (АО «ВНИИАЭС»), Р.Л. Фукс, к.т.н. (АО «ДЖЭТ»), Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Первое ПС, проходившее экспертизу в секции No 2, было аттестовано в1994 г. – это разработанное в АО «ОКБМ Африкантов» ПС Гидравлика, предназначенное для определения распределения давления и расходов в произвольной гидравлической сети в стационарной и нестационарной задачах (аттестационный паспорт №30).

В 1995 г. были аттестованы два ПС, разработанных в ОКБМ для расчетов АСТ-500, АТЭЦ-150, ВПБЭР-600 – ПС «УРОВЕНЬ-МБ/3» и ПС «PACHAP». При этом ПС РАСНАР позволяло моделировать нестационарные процессы в реакторной установке. Вторым значительным моментом в работе секции в 1995 г. стала аттестация ПС «BARS/COTT», предназначенного для расчетной оценки параметров стационарного состояния уран-графитового реактора РБМК-1000 в рамках информационной поддержки эксплуатации.

В 1996 г. впервые аттестовано ПС, обеспечивающее моделирование динамических процессов в реакторных установках с ВВЭР, в котором использовалась трехмерная модель активной зоны реактора – ПС «РАДУГА». Разработка программы началась в 80-х годах во ВНИИАМ, в 90-х переместилась в Атомэнергопроект, а в настоящее время продолжается в ФБУ «НТЦ ЯРБ» под руководством О.Ю. Кавуна.

Разработка ПС проводилась в условиях, когда отечественные коды фактически были вытеснены на обочину развития технологий математического моделирования динамики ЯЭУ в России. В начале 90-х российским специалистам был открыт доступ к зарубежным расчетным ПС, в рамках программы ICAP и группы «Термокод». Были получены такие ПС, как «RELAP», «TRAC», «CATHARE», «ATHLET» и другие. В связи с тяжелым экономическим положением в стране значительная часть интеллектуального потенциала отечественных научных организаций была брошена на освоение, внедрение, верификацию и совершенствование зарубежных ПС, так как эта деятельность активно финансировалась из-за рубежа. Взаимодействие со специалистами-расчетчиками со всего мира, знакомство с наилучшими зарубежными практиками по разработке и верификации ПС были крайне полезны. Однако создание отечественных ПС осталось фактически уделом нескольких групп ученых, искренне верящих в то, что российская атомная энергетика, имеющая собственные существенные научные достижения, не должна полностью зависеть от зарубежных расчетных технологий.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

С.Н. Богдан, к.т.н., О.М. Ковалевич, д.т.н., А.А. Хамаза, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Расчётное моделирование переходных процессов и аварий, потенциально возможных при эксплуатации объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), является необходимым элементом обоснования ядерной и радиационной безопасности таких объектов. Разрабатываемые для этих целей программные средства (ПС)требуют проведения большого круга исследований с целью обоснованности использования реализованных в ПС расчетных методов и методик. В странах с развитой ядерной энергетикой органами государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии предусматривается обязательная оценка применимости (экспертиза) таких ПС, которую проводят либо специалисты самого органа государственного регулирования, либо специалисты организации научно-технической поддержки, формулирующие по итогам экспертизы выводы об области и условиях применимости того или иного ПС. Такой подход соответствует требованиям стандарта МАГАТЭ GS-G-1.2 «Рассмотрения и оценки, проводимые регулирующим органом для ядерных установок».

Вплоть до второй половины 80-х годов прошлого века специалисты Госатомнадзора СССР при оценке ПС могли руководствоваться только требованиями государственных стандартов. Однако действовавшие в то время ГОСТы устанавливали требования в основном к потребительским качествам ПС (простота освоения, удобство применения, быстродействие, надежность и т.д.), оставляя в стороне требования к реализуемым в ПС расчётным моделям, используемым для решения научных и инженерных задач. Современные стандарты, например, тоже не дают ответа на вопрос – как доказать способность ПС адекватно моделировать поведение таких сложных объектов, как ОИАЭ. Острота этого вопроса многократно усилилась после Чернобыльской аварии. При этом в атомной отрасли сложилось понимание того, что регулирующий орган совместно с ведущими специалистами научных и проектно-конструкторских организаций отрасли, должен оценивать и признавать возможность использования ПС при обосновании безопасности, для чего и была в 1991 г. создана система аттестации ПС.

Полную версию статьи вы можете скачать в формате PDF.