Кавун О. Ю., д. т. н. (kavun@secnrs.ru), Поликарпова А. М. (polikarpova@secnrs.ru), Пипченко Г. Р. (pipchenko@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье представлено описание компьютерных моделей энергоблоков АЭС с ВВЭР, эксплуатирующихся в России. Модели разработаны для расчетной поддержки экспертов ИАЦ Ростехнадзора. Описаны принципы моделирования основных систем энергоблока и их особенности.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Development of models for the rapid assessment of critical safety functions status of NPP with VVER-type reactors

Kavun O., Ph. D., Polikarpova A., Pipchenko G. (SEC NRS).

This article provides us the description of computer models of nuclear power units with VVER reactors, operating in Russia. Models are developed for the computational support of experts from the IAC Rostechnadzor. The principles of modeling of basic systems of nuclear power unit and its features are presented.

Нефёдов С. С., к.т.н. (nefedov@secnrs.ru), Родин П. А. (prodin@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Одним из целевых ориентиров безопасности, установленных для АЭС, является годовая вероятность большого аварийного выброса. При сейсмическом воздействии и других внешних воздействиях эта вероятность будет определяться годовой вероятностью реализации рассматриваемого внешнего воздействия того или иного уровня, условной вероятностью аварии с разрывом трубопроводов реакторной установки при реализации воздействия данного уровня и условной вероятностью повреждения защитной оболочки в случае реализации аварии с разрывом трубопроводов реакторной установки. В качестве повреждения защитной оболочки рассматривалось достижение напряжениями в критической точке конструкции величины критерия прочности. С учетом этого было получено значение обеспеченности данного критерия как число стандартных отклонений от математического ожидания прочности для различных уровней внешних воздействий и различных вероятностей разрыва трубопроводов реакторной установки. Получено, что для выполнения целевого ориентира безопасности по большому аварийному выбросу необходимо принимать большие запасы прочности для воздействий с более высокой годовой вероятностью реализации и для более высокой вероятности разрыва трубопроводов реакторной установки. Эта зависимость численно продемонстрирована на примере бетона, используемого для реальных защитных оболочек.

Статью можно скачать в формате PDF.

Strength criteria for NPP containment at external loads

Nefedov S., Ph.D., Rodin P. (SEC NRS).

One of the probabilistic safety targets established for NPP by Regulatory body is the annual probability of big radioactive release. At seismic and other external loadings this probability depends on annual probability of seismic loads of different levels, on conditional probability of rupture of piping of reactor facility in the case of realization of seismic load of some level and of conditional probability of damage of containment in the case of rupture of reactor facility piping. Achievement the strength criterion by stress in critical point of containment is considered as a damage of containment. Considering this fact, probabilistic evaluations of this criterion was defined in the terms of numbers of standard deviations from mathematical expectation of strength for different levels of external load and different probabilities of rupture of reactor facility piping. As a result was obtained that to correspond with safety target it is necessary to use for the same material as bigger strength margin, the bigger is annual probability of considered level of external action and the bigger is the probability of rupture of reactor facility piping. This function was numerically demonstrated for concrete used for real containment of reactor.

Былкин Б.К. (НИЦ «Курчатовский институт»), Чуйко Д.В., Тихоновский В.Л. (АО «НЕОЛАНТ»).

На опасных производственных объектах, таких как атомные электростанции и другие организа- ции атомной отрасли, нештатное развитие ситуации при выполнении ряда технологических операций, например, при демонтаже графитовой кладки реактора, чревато не только дополнительными финан- совыми и временными затратами на выполнение корректирующих действий, но и негативным воздей- ствием на персонал и окружающую среду. В связи с этим очень важно предварительно осуществлять верификацию сложных технологических процессов, особенно таких, которые будут выполнены впервые на данном предприятии и/или в отрасли/мире в целом.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Interactive simulation 3d model as a tool supporting personnel radiation safety at decommissioning activities

Bylkin B. (NRC «Kurchatov Institute»), Chuiko D., Tikhonovsky V. (NEOLANT JSC).

Abnormal incident evolution on dangerous industrial facilities like nuclear power plants and other nuclear facilities at some process procedures, such as dismantling reactor graphite stack, threatens not only with extra financial and time expenditures for mitigating measures, but also with negative effect on the personnel and environment. Therefore preliminary verification is essential for sophisticated process procedures, especially if they will be carried out for the first time at the plant and/or the industrial brunch/in the world.

Марья-Леена Ярвинен (Управление по ядерной и радиационной безопасности (STUK), Хельсинки, Финляндия).

Руководства YVL, разработанные Управлением по ядерной и радиационной безопасности (STUK), подробно описывают требования к ядерной безопасности Финляндии в отношении использования атомной энергии. В 2006 г. были начаты работы по комплексной переработке этих руководств, а в 2013 г. был опубликован обновленный комплект руководств YVL. При разработке данных руководств учитывались положения директив Евросоюза, требований МАГАТЭ по безопасности, гармонизированных стандартов IEC/EN, а также контрольных уровней и целей безопасности для новых реакторов Ассоциации западноевропейских органов регулирования в области использования атомной энергии.

Помимо указанных мировых публикаций при подготовке обновленной версии руководства учитывались также опыт деятельности по лицензированию и строительству на АЭС «Олкилуото-3» и уроки, извлеченные из аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи» в 2011 г. Требования руководств YVL предъявляются к новым ядерным установкам. Решения о применении требований данных руководств к находящимся в эксплуатации ядерным установкам принимает STUK. Процесс применения обновленных требований на находящихся в эксплуатации АЭС проиллюстрирован рядом примеров, демонстрирующих улучшения в области безопасности.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Renewal of the YVL guides and their implementation to operating nuclear power plants

Marja-Leena Järvinen (Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK), Helsinki, Finland).

The Finnish detailed nuclear safety requirements for the use of nuclear energy are presented in the YVL Guides issued by Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK). The comprehensive renewal of the YVL Guides was lanced in 2006 and the renewed set of YVL Guides was published in 2013. Especially EU directives, IAEA safety requirements, harmonized EN-IEC standards as well as WENRA Reference Levels and Safety objectives for new reactors are used when preparing regulatory guides. In addition to the these international references licensing and construction of the Olkiluto 3 experience and the lessons learned from the Tepco Fukushima Daiichi accident in 2011 were taken into account in the renewal process. The requirements in the YVL Guides are set to a new nuclear facility. Separate decisions on the application of the YVL Guides to operating nuclear facilities are made by STUK. The implementation of the renewed set of YVL Guides is presented with some examples of safety improvements to operating nuclear power plants.