Детальная информация

Данная работа посвящена определению вклада и обоснованию модернизации системы аварийного и планового расхолаживания в вероятность тяжелой аварии (повреждение активной зоны) вследствие исходного события «Большая течь первого контура». Задачи, которые решались в ходе исследования: 1) изучение методов ВАБ; 2) изучение системы и ее элементов, влияющих на безотказность и работоспособность системы; 3) сбор данных для расчета и построение логико-вероятностных моделей; 4) анализ полученных в ходе расчета данных. Работа выполнена с использованием технической и эксплуатационной документации, баз данных по надежности, альбомов схем систем реакторного цеха. Были сравнены две технологические схемы: до и после модернизации, для каждой посчитана вероятность отказа системы, и вклад этого отказа в вероятность наступления тяжелой аварии (ВТА) с повреждением активной зоны реактора. Анализ проводился методом вероятностного анализа безопасности − построением логико-вероятностных моделей с помощью деревьев отказов в программе FTA Top Event. В результате были проанализированы модернизация системы аварийного и планового расхолаживания и расчеты вклада отказа системы до и после модернизации в ВТА.

This work is devoted to determining the contribution and justification of the modernization of the emergency and planned cooldown system to the probability of a severe accident (core melting) due to the initiating event “Large leakage of the 1st circuit.” Problems that were solved during the study: 1) study of PSA methods; 2) study and description of the system and its elements that affect the safety and performance of the system; 3) collection of data for calculations and construction of logical-probabilistic models; 4) analysis of the data obtained during the calculation. The work was carried out using technical and operational documentation, reliability databases, and albums of diagrams of reactor shop systems. Two technological schemes were compared: before and after modernization, for each the probability of system failure was calculated, and the contribution of this failure to the probability of a severe accident with damage to the reactor core. The analysis was carried out using the method of probabilistic safety analysis - the construction of logical and probabilistic models using fault trees in the FTA Top Event program. As a result, the modernization of the emergency and planned cooling system and calculations of the contribution of system failure before and after modernization in the probability of severe accident were analyzed.