РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ

при использовании атомной энергии

I

т

РЕКОМЕНДАЦИИ ПО РАЗРАБОТКЕ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ УРОВНЯ 2 ДЛЯ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ

РБ-044-18

ФБУ «НТЦ ЯРБ»

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

УТВЕРЖДЕНЫ приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 августа 2018 г. № 355

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

«РЕКОМЕНДАЦИИ ПО РАЗРАБОТКЕ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ УРОВНЯ 2 ДЛЯ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ"

(РБ-044-18)

Введены в действие с 09 августа 2018 года

Москва 2018

СПИР формируются исходя из сходности реакции блока АС по сценарию аварии после повреждения источника радиоактивности (включая воздействие на ГО и связанные с ним системы и/или аварийный выброс). Формирование СПИР и оценка их вероятностей обеспечивают преобразование результатов ВАБ уровня 1 в исходные данные ВАБ уровня 2. Рекомендуется в отчетной документации по ВАБ уровня 2 указывать ссылку на документы, содержащие результаты ВАБ уровня 1, являющиеся исходными данными для ВАБ уровня 2, а также приводить величину суммарной вероятности тяжелых аварий, являющейся исходной информацией для формирования СПИР с указанием ИС, режимов эксплуатации и источников радиоактивности, для которых рассчитана суммарная вероятность тяжелых аварий.

24.    СПИР рекомендуется определять на основе рассмотрения множества характерных признаков (атрибутов). При этом рекомендуется, чтобы конечные состояния аварийных последовательностей, группируемые в одно СПИР, обладали сходными значениями всех характерных признаков.

25.    Признаки СПИР рекомендуется выбирать таким образом, чтобы каждый из них характеризовал, по крайней мере, один из следующих факторов:

особенности физических процессов, сопровождающих развитие запроектных аварий, включая тяжелые аварии;

пути аварийного выброса (наличие ГО, наличие или отсутствие байпаса (межконтурные течи, течи за пределы ГО));

состояние ГО до начала аварийного выброса;

состояние систем блока АС, оказывающих влияние на процессы в зданиях и помещениях, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также прилегающих к ним негерметичных помещениях, и/или аварийный выброс при запроектных авариях, включая тяжелые аварии; выбор систем блока АС, состояния которых учитываются в качестве признаков СПИР, рекомендуется обосновывать;

масса (активность) и состав РВ, вышедших из источника радиоактивности;

масса (активность) и состав аварийного выброса.

26.    Рекомендуется использовать следующие общие признаки СПИР:

ИС или группы ИС (большая течь, малая течь, переходный процесс, течь за пределы ГО и другие ИС);

ю

зона возникновения ИС (помещение или помещения, возникновение ИС в которых влияет на развитие запроектных аварий, включая тяжелые аварии);

параметры контура циркуляции теплоносителя (например, давление в контуре циркуляции теплоносителя в момент повреждения активной зоны реактора);

состояние систем безопасности и других систем (работоспо-собны/не работоспособны);

состояние систем отвода тепла из ГО (работоспособны/не работоспособны);

состояние ГО (герметично/негерметично);

состояние локализующих систем безопасности (работоспособны/не работоспособны);

состояние системы изолирующей арматуры ГО (работоспособны/не работоспособны);

состояние фильтрующих элементов ГО (работоспособны/не работоспособны);

состояние систем электроснабжения (работоспособны/не работоспособны);

состояние систем, влияющих на герметизацию контуров циркуляции теплоносителя (паросбросных и изолирующих) (работоспособны/не работоспособны).

Помимо перечисленных могут использоваться и другие признаки, описание и обоснование использования которых рекомендуется приводить в отчетной документации по ВАБ уровня 2.

Примеры признаков СПИР для различных типов реакторов приведены в приложении № 5 настоящего Руководства по безопасности.

27.    Для систем, состояния которых используются для формирования СПИР, рекомендуется разрабатывать/дорабатывать вероятностные модели, которые включают в себя обеспечивающие и управляющие системы, необходимые для выполнения функций систем.

28.    Перечень СПИР рекомендуется формировать на основе физически и/или логически возможных комбинаций выявленных признаков СПИР. Для удобства составления перечня СПИР рекомендуется использовать логическую схему, представляемую в графическом или матричном виде.

29.    Для группирования конечных состояний аварийных последова-

тельностей из ВАБ уровня 1, характеризующихся повреждением источника радиоактивности в соответствии с выявленными признаками СПИР, и для определения вероятностей реализации СПИР рекомендуется проводить специальный анализ по формированию СПИР, выполняемый с использованием того же программного средства, которое применялось при выполнении ВАБ уровня 1.

30. При выполнении анализа, указанного в пункте 29 настоящего Руководства по безопасности, рекомендуется применять рассмотренные ниже подходы.

Подход 1

1.    Конечным состояниям аварийных последовательностей из ВАБ уровня 1, характеризующимся повреждением источника радиоактивности и одинаковыми признаками СПИР, не требующим анализа на уровне минимальных сечений (ИС или группа ИС, зона возникновения ИС, параметры контура циркуляции теплоносителя), присваивается одинаковый уникальный код и выполняется группировка указанных конечных состояний в группы конечных состояний.

2.    Выполняется разработка промежуточных вероятностных моделей блока АС (например, деревьев событий), исходными событиями которых являются группы конечных состояний, а функциональными событиями - остальные признаки СПИР. Конечным состояниям с повреждением источника радиоактивности промежуточных вероятностных моделей блока АС, характеризующимся одинаковыми признаками СПИР, присваиваются уникальные одинаковые коды СПИР.

3.    Проводится расчет вероятности реализации для каждого из СПИР, а также формирование набора минимальных сечений, определяющих каждое СПИР.

Подход 2

1.    Выполняется расширение вероятностных моделей блока АС путем внедрения дополнительных систем, состояния которых использовались в качестве признаков СПИР.

2.    Конечным состояниям с повреждением источника радиоактивности расширенных вероятностных моделей блока АС, характеризующимся одинаковыми признаками СПИР, присваиваются уникальные одинаковые коды СПИР.

3.    Проводится расчет вероятности реализации для каждого из СПИР, а также формирование набора минимальных сечений, определяющих каждое СПИР.

31.    При использовании первого подхода, указанного в пункте 30 настоящего Руководства по безопасности, конечные состояния аварийных последовательностей с повреждением источника радиоактивности из ВАБ уровня 1 рекомендуется группировать с учетом первых трех признаков СПИР, указанных в пункте 26 настоящего Руководства по безопасности. Функциональными событиями в промежуточных вероятностных моделях блоков АС являются признаки СПОТ, для которых разрабатываются вероятностные модели систем так же, как и при разработке вероятностных моделей систем блока АС в ВАБ уровня 1. Каждый признак может представляться одним или несколькими функциональными событиями.

32.    При использовании второго подхода, указанного в пункте 30 настоящего Руководства по безопасности, вероятностные модели блока АС из ВАБ уровня 1 достраиваются путем включения в вероятностную модель блока АС дополнительных функциональных событий, отражающих признаки СПИР, связанные с состоянием систем. Учет первых трех признаков СПИР, указанных в пункте 26 настоящего Руководства по безопасности, проводится при анализе конечных состояний с повреждением источника радиоактивности расширенных вероятностных моделей блока АС.

33.    Присваивать уникальные коды СПИР, сформированные в соответствии с рекомендациями пунктов 31 и 32 настоящего Руководства по безопасности, конечным состояниям аварийных последовательностей с повреждением источника радиоактивности вероятностных моделей блока АС рекомендуется на основе подхода, указанного в пункте 28 настоящего Руководства по безопасности.

34.    Допущения, использованные при разработке дополнительных вероятностных моделей блока АС или при доработке вероятностных моделей блока АС из ВАБ уровня 1, рекомендуется обосновывать и представлять в составе документации по ВАБ уровня 2.

35.    Рекомендуется не выполнять дальнейший анализ СПИР, вероятность реализации которых на интервале в один год менее величины 1,0Е-9, при условии, что суммарный вклад исключенных из дальнейшего анализа СПИР в суммарную вероятность тяжелых аварий составляет не более 1%. Суммарную вероятность СПИР, исключенных из дальнейшего анализа, рекомендуется консервативно распределять между выявленными для последующего анализа СПИР, а также приводить обоснование указанного распределения.

Рекомендуется в ВАБ уровня 2 для отработавшего ядерного топлива производить проверку соответствия суммарной вероятности тяжелых аварий, использованной в качестве исходной информации для формирования СПИР, сумме вероятностей реализации, выявленных для последующего анализа СПИР.

Рекомендуется в ВАБ уровня 2 для отработавшего ядерного топлива при формировании СПИР и категорий аварийных выбросов учитывать только те аварийные последовательности, которые использовались для определения суммарной вероятности тяжелых аварий (не учитывать аварийные последовательности, связанные с выбросами РВ в окружающую среду, обусловленными активностью теплоносителя и среды ГО).

В соответствии с рекомендациями данного раздела настоящего Руководства по безопасности рекомендуется формировать СПИР (определять их вероятность и перечень характерных признаков), характеризующиеся одновременным повреждением нескольких источников радиоактивности (например, повреждение твэлов в активной зоне и в БВ).

36.    В составе документации ВАБ уровня 2 рекомендуется представлять графические изображения дополнительных вероятностных моделей или доработанных вероятностных моделей блока АС из ВАБ уровня 1 с указанием вероятностей (частот) реализации конечных состояний. В составе документации ВАБ уровня 2 рекомендуется представлять перечень минимальных сечений, определяющих каждое из СПИР и вносящих 99% в вероятность тяжелых аварий на интервале в один год.

V. Анализ систем

37.    Целью анализа систем при выполнении ВАБ уровня 2 является разработка вероятностных моделей систем по выполнению всех функций, в которых задействована анализируемая система, и их интеграция в вероятностную модель блока АС для обеспечения выполнения рекомендаций раздела IV настоящего Руководства по безопасности в части разработки промежуточных или расширенных вероятностных моделей блока АС, рекомендаций раздела VI настоящего Руководства по безопасности в части определения нагрузок на ГО, а также рекомендаций раздела VIII настоящего Руководства по безопасности в части разработки моделей аварийных последовательностей.

38.    Рекомендуется проводить анализ всех систем, которые могут влиять на распространение РВ в пределах РУ, зданиях и помещениях, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также прилегающих к ним негерметичных помещениях, на возможность удержания РВ в зоне локализации аварии и аварийный выброс.

39.    В ВАБ уровня 2 рекомендуется определять функции, конфигурации, границы и критерии успеха всех принятых для анализа систем, включая системы, которые анализировались в ВАБ уровня 1 и будут учитываться в ВАБ уровня 2. Анализ надежности систем рекомендуется проводить в соответствии с рекомендациями, изложенными в разделе IV руководства по безопасности "Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока атомной станции", утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 сентября 2011 г. № 519, рекомендациями Руководства по безопасности "Рекомендации по порядку выполнения анализа надежности систем и элементов атомных станций, важных для безопасности, их функций", утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 28 января 2015 г. №26.

40.    Описание способа включения вероятностных моделей систем, состояния которых рассматриваются в качестве признаков СПИР, в вероятностную модель блока АС рекомендуется приводить в соответствующих разделах отчетных материалов по ВАБ уровня 2, формируемых при решении задач ВАБ уровня 2 из разделов IV, VI и VIII настоящего Руководства по безопасности.

41.    При разработке вероятностных моделей пассивных систем рекомендуется определять вероятность отказа системы в зависимости от заданных параметров нагружения, отвечающих режимам тяжелых аварий.

42.    Для проектов блоков АС, в которых предусмотрено ГО (с учетом реального состояния ГО), рекомендуется разрабатывать расчетную модель ГО, позволяющую оценивать параметры напряженно-деформированного состояния основных элементов ГО: бетона, арматуры, элементов пред напряжения (при наличии), облицовки. При разработке данной модели рекомендуется учитывать поведение этих эле-

ментов за пределами упругого состояния вплоть до наступления предельных состояний. Основные этапы анализа надежности системы ГО изложены в приложении № 4 к настоящему Руководству по безопасности.

VI. Определение нагрузок на герметичное ограждение

43.    В рамках данной задачи рекомендуется определять возможные события тяжелой аварии, нагрузки на ГО, обусловленные этими событиями, а также оценивать вероятности нарушения герметичности ГО.

44.    При выполнении ВАБ уровня 2 рекомендуется рассматривать нагрузки на ГО при следующих событиях тяжелой аварии, если эти события не исключены конструктивными особенностями блока АС и/или условиями протекания аварии:

паровой взрыв в реакторе; паровой взрыв за пределами реактора;

горение водорода (все виды) и окиси углерода в зданиях и помещениях, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также прилегающих к ним негерметичных помещениях;

взаимодействие разрушенных элементов активной зоны и ВКУ с бетоном и/или другими элементами АС (например, устройство локализации расплава, бетонный пол шахты реактора и другие элементы АС);

повышение давления (включая квазистатическое) в пределах ГО, обусловленное различными физическими процессами в нем;

реактивные усилия на элементы РУ (выталкивание элементов РУ, приводящее к нарушению герметичности ГО);

повреждение элементов РУ, вызванное высокой температурой (разрушение элементов РУ вследствие превышения напряжениями в конструкционных материалах элементов РУ предела прочности (с учетом его изменения в зависимости от температуры);

ударные воздействия на ГО вследствие разрушения элементов конструкций в помещениях ГО (например, перемещение различных элементов РУ (реактор, трубопроводы, двери и другие элементы);

фрагментация разрушенных компонентов активной зоны при их выходе за пределы реактора (образование большого количества частиц различного размера из расплава активной зоны и ВКУ за короткий промежуток времени, приводящее к значительному увеличению площади теплообмена между расплавом и средой в ГО и, как следствие, к увеличению давления в ГО).

Последние четыре события тяжелых аварий, указанные выше, характерны для сценариев тяжелых аварий, происходящих при высоком давлении (более 7 МПа) в контуре циркуляции теплоносителя.

При выполнении ВАБ уровня 2 рекомендуется учитывать возможность нарушения целостности ГО, если возможно образование межконтурных течей, вызванных разрушением элементов РУ при высоких температурах.

45.    Рекомендуется не учитывать события тяжелой аварии, обусловленные нагрузками на ГО, при анализе аварийных последовательностей ВАБ уровня 2, если представлены обоснования, что нагрузки на ГО не превышают проектных величин. Исключение из рассмотрения в ВАБ уровня 2 событий тяжелых аварий по причинам, отличным от вышеуказанных, рекомендуется обосновывать, а обоснования рекомендуется представлять в отчетных материалах по ВАБ уровня 2.

46.    При выявлении событий тяжелой аварии, не указанных в пункте 44 настоящего Руководства по безопасности, рекомендуется рассматривать нагрузки на ГО и при этих событиях.

47.    Временной интервал, на котором рассматривается тяжелая авария, рекомендуется разбивать на характерные фазы тяжелой аварии, в которых происходит повреждение (нарушение герметичности) ГО. Временные границы фаз тяжелой аварии рекомендуется выбирать с учетом формирования наибольших нагрузок на ГО в различные характерные моменты времени тяжелых аварий (например, в момент времени разрушения корпуса реактора, разрушения элементов ГО, обусловленных различными физическими явлениями при тяжелых авариях (проплавление бетонных конструкций ГО, повышение давления в ГО за счет: поступления в ГО газообразной среды, горения водорода, горения окиси углерода, прямого нагрева ГО и других физических явлений). Длительность фаз тяжелой аварии определяется расчетом тяжелой аварии для СПИР в соответствии с рекомендациями пункта 55 настоящего Руководства по безопасности.

Для СПИР, характеризующихся негерметичностью ГО (межконтурные течи, течи за пределы ГО, исходная негерметичность ГО, отсутствие ГО), рекомендуется рассматривать одну фазу тяжелой аварии.

В отчетной документации по ВАБ уровня 2 рекомендуется представлять обоснование выбора фаз тяжелой аварии.

48.    Длительность, количество и временные границы фаз тяжелой аварии могут быть уточнены по результатам расчетов тяжелых аварий.

49.    Для каждой фазы тяжелой аварии (на момент времени, характеризующийся формированием наибольших нагрузок на ГО) для каждого СПИР проводятся оценки нагрузок на ГО, обусловленных событиями тяжелой аварии, перечисленными в пунктах 44 и 46 настоящего Руководства по безопасности, и оценки вероятности нарушения герметичности ГО. Для СПИР, характеризующихся одновременным повреждением нескольких источников радиоактивности, рекомендуется учитывать нагрузки на ГО от всех поврежденных источников радиоактивности.

Определение нагрузок на ГО для СПИР, характеризующихся исходной негерметичностью ГО (например, межконтурные течи, течи за пределы ГО, исходная негерметичность ГО, отсутствие ГО), не выполняется.

50.    Параметры нагрузок на ГО, обусловленных событиями тяжелой аварии, перечисленными в пунктах 44 и 46 настоящего Руководства по безопасности, рекомендуется определять с использованием программных средств, позволяющих определять нагрузки на ГО при указанных событиях тяжелых аварий, а также на основе анализа, включающего разработку расчетных моделей, использование результатов экспериментов, использование результатов анализа, полученных для прототипов блока АС. Использование результатов анализа, полученных для прототипов блока АС, рекомендуется обосновывать. В составе документации по ВАБ уровня 2 рекомендуется представлять результаты указанного выше анализа включая расчетные модели, краткое описание результатов экспериментов и результатов, полученных в рамках других исследований (при их использовании представляются сведения из других исследований, достаточные для оценки их корректности и применимости к анализируемому блоку АС).

51.    В качестве исходных данных для выполнения оценок нагрузок на ГО, обусловленных событиями тяжелой аварии, рекомендуется использовать результаты анализа тяжелых аварий.

VII. Анализ запроектных аварий, включая тяжелые аварии

52.    В рамках данной задачи рекомендуется производить сбор максимально полной информации о развитии запроектных аварий, вкпю-

чая тяжелые аварии, в частности, информации о событиях аварии, характере изменения теплофизических параметров в РУ, зданиях и помещениях, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также прилегающих к ним негерметичных помещениях, массе (активности) и составе аварийных выбросов. Результаты, полученные при решении данной задачи, рекомендуется использовать в задачах ВАБ уровня 2 из разделов VI, VIII и IX настоящего Руководства по безопасности.

53.    Исследования тяжелых аварий рекомендуется проводить с использованием интегральных программных средств, комплексно описывающих развитие различных процессов (от исходного события до аварийного выброса) и событий аварии. Допускается использование неинтегральных программных средств, однако при этом приводится обоснование корректности применения результатов расчетов, полученных с помощью одного программного средства, в качестве входных данных для другого программного средства в части учета возможных обратных связей между процессами, моделируемыми разными программными средствами.

54.    При нарушении целостности ГО в качестве размера его повреждения для расчета аварийного выброса, обусловленного событиями тяжелой аварии, рекомендуется принимать максимальный характерный размер его поврежденного элемента (например, при повреждении проходки ГО - размер проходки). Размер и место повреждения ГО, используемые для расчета аварийного выброса, рекомендуется обосновывать. При исходном нарушении герметичности ГО (межконтурные течи, течи за пределы ГО, исходная негерметичность ГО, отсутствие ГО и т.п.) размер и место, используемые для расчета аварийного выброса, определяются ИС и/или конструктивными особенностями элементов блока АС.

55.    Расчеты запроектных аварий рекомендуется выполнять для каждого СПИР. Расчеты запроектных аварий для СПИР, характеризующихся тяжелыми авариями, рекомендуется выполнять для каждой из фаз тяжелой аварии, установленной для анализируемого СПИР при постулируемых размере и месте повреждения ГО. Длительность выполнения расчетов тяжелых аварий рекомендуется принимать с учетом длительности аварийных выбросов, которую рекомендуется принимать равной не менее 24 часам после начала аварийных выбросов, связанных с повреждением источников радиоактивности и нарушением герметичности ГО. При отсутствии ГО или исходной негерметичности

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для блока атомной станции" (РБ-044-18)

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, Москва, 2018

Руководство по безопасности РБ-044-18 «Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для блока атомной станции» разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований пункта 8 и пунктов 27 - 30 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Основные требования к вероятностному анализу безопасности блока атомной станции" (НП-095-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 12 августа 2015 г. № 311.

Содержит рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для всех режимов нормальной эксплуатации блока атомной станции (работа на мощности, режимы останова, расхолаживание, перегрузка ядерного топлива, техническое обслуживание и ремонт систем (элементов), разогрев, пуск) с реакторами любых типов для внутренних исходных событий, а также внутренних (внутриплощадочные пожары и затопления и другие внутренние воздействия) и внешних воздействий природного (наводнение, цунами и другие воздействия) и техногенного (падение самолета, взрывы на объектах и другие воздействия) происхождения.

Рекомендации распространяются на проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые блоки атомных станций.

Руководство по безопасности предназначено для использования проектными, конструкторскими и эксплуатирующими организациями, а также Ростехнадзором.

Выпускается взамен РБ-044-09 «Основные рекомендации к вероятностному анализу безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа ВВЭР» и РБ-068-09 « Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа РБМК».

ГО, включая межконтурные течи и течи за пределы ГО, длительность аварийных выбросов рекомендуется принимать равной не менее 24 часам после начала аварийных выбросов, связанных с повреждением источников радиоактивности. Принятые для расчетов исходные данные рекомендуется обосновывать и представлять в составе отчетных материалов по ВАБ уровня 2. В качестве начальных и/или граничных условий для анализа запроектных аварий, включая тяжелые аварии, рекомендуется использовать признаки, характеризующие СПИР. При выполнении расчетных анализов рекомендуется учитывать проектную неплотность ГО и определять массу (активность) РВ, поступивших в окружающую среду через проектную неплотность ГО.

При проведении расчетов тяжелых аварий для СПИР, характеризующихся одновременным повреждением нескольких источников радиоактивности, рекомендуется учитывать их влияние на аварийные выбросы, а также параметры в РУ, БВ, зданиях и помещениях, в которых расположены элементы РУ и БВ, включая ГО, а также прилегающих к ним негерметичньгх помещениях. Расчеты тяжелых аварий при повреждении нескольких источников радиоактивности выполняются в соответствии с рекомендациями разделов VII и XIII настоящего Руководства по безопасности.

56.    Результаты расчетов параметров запроектных аварий, включая тяжелые аварии, выполненных в рамках ВАБ уровня 2, или результаты расчетов параметров запроектных аварий, включая тяжелые аварии, выполненных в рамках других исследований и использованных для целей данного ВАБ уровня 2, рекомендуется представлять в документации по ВАБ уровня 2 вместе с обоснованием применимости расчетов, выполненных в рамках других исследований.

57.    В качестве программных средств, используемых для расчетов параметров в РУ, в зданиях и помещениях, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также в прилегающих к ним негерметичных помещениях рекомендуется применять программные средства, позволяющие моделировать:

системы (элементы), материалы, здания и помещения, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также прилегающие к ним негерметичные помещения, влияющие на протекание запроектных аварий, включая тяжелые аварии;

I. Общие положения

1.    Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для блока атомной станции" (РБ-044-18) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований пункта 8 и пунктов 27-30 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Основные требования к вероятностному анализу безопасности блока атомной станции" (НП-095-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 12 августа 2015 г. № 311.

2.    Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (далее - Ростехнадзор) по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для всех режимов нормальной эксплуатации блока атомной станции (работа на мощности, режимы останова, расхолаживание, перегрузка ядерного топлива, техническое обслуживание и ремонт систем (элементов), разогрев, пуск) (далее - эксплуатационные состояния) с реакторами любых типов для внутренних исходных событий, а также внутренних (внутриплощадочные пожары и затопления и другие внутренние воздействия) и внешних воздействий природного (наводнение, цунами и другие воздействия) и техногенного (падение самолета, взрывы на объектах и другие воздействия) происхождения (далее - ВАБ уровня 2).

3.    Настоящее Руководство по безопасности предназначено для использования проектными, конструкторскими и эксплуатирующими организациями, а также Ростехнадзором.

4.    Рекомендации данного Руководства по безопасности распространяются на проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые блоки атомных станций.

5.    ВАБ уровня 2 может быть выполнен с использованием иных подходов, чем те, которые рекомендованы в настоящем Руководстве по безопасности, при их обоснованности для обеспечения безопасности.

6.    Настоящее Руководство по безопасности содержит рекоменда-

з

ции в части целей, объема выполнения, состава, содержания и последовательности выполнения отдельных задач ВАБ уровня 2, а также содержания и объема отчетной документации.

7.    Список сокращений, используемых в настоящем Руководстве по безопасности, приведен в приложении № 1, термины и определения -в приложении № 2, рекомендуемый состав отчета по ВАБ уровня 2 - в приложении № 3, основные этапы анализа надежности системы герметичного ограждения - в приложении № 4, примеры признаков СПИР для различных типов реакторов - в приложении № 5.

II. Общие сведения

8.    ВАБ уровня 2 рекомендуется выполнять с целью:

определения суммарной вероятности большого аварийного выброса для каждого блока АС на интервале в один год по всем ИС, всем режимам нормальной эксплуатации, всем имеющимся на блоке АС местам нахождения ядерных материалов, РВ и РАО (далее - суммарная вероятность большого аварийного выброса для каждого блока АС на интервале в один год);

определения соответствия/несоответствия суммарной вероятности большого аварийного выброса для каждого блока АС на интервале в один год целевому ориентиру безопасности блока АС по вероятности большого аварийного выброса для каждого блока АС на интервале в один год, равной 1,0Е-7, установленному федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), утвержденными приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. № 522;

определения возможных категорий аварийных выбросов для блока АС и последствий аварий, определяемых аварийными выбросами каждой категории аварийных выбросов;

определения мероприятий по обеспечению безопасности блока

АС;

выявления факторов, оказывающих наибольшее влияние на последствия аварий.

9.    ВАБ уровня 2 может быть использован для:

обоснования перечня тяжелых аварий и определения представительных сценариев тяжелых аварий;

обоснования руководств по управлению запроектными авариями;

определения мер по управлению тяжелыми авариями; определения границы зоны планирования защитных мероприятий.

10.    ВАБ уровня 2 рекомендуется выполнять на основе результатов вероятностного анализа безопасности уровня 1 (далее - ВАБ уровня 1) после подтверждения экспертизой качества ВАБ уровня 1.

11.    ВАБ уровня 2 рекомендуется выполнять поэтапно.

На первом этапе рекомендуется рассматривать в качестве источника радиоактивности твэлы в активной зоне реактора и в БВ, в качестве исходных событий - внутренние ИС, в качестве эксплуатационного состояния - работу блока АС на мощности.

На втором этапе рекомендуется рассматривать в качестве источника радиоактивности твэлы в активной зоне реактора и в БВ, в качестве ИС - внутренние ИС, в качестве эксплуатационных состояний -режимы останова, расхолаживания, перегрузки ядерного топлива, технического обслуживания и ремонта систем (элементов), разогрева, пуска.

На третьем этапе рекомендуется рассматривать в качестве источника радиоактивности твэлы в активной зоне реактора и в БВ, в качестве исходных событий - внутренние и внешние воздействия, в качестве эксплуатационных состояний - все режимы нормальной эксплуатации блока АС.

На четвертом этапе рекомендуется рассматривать в качестве источника радиоактивности все места нахождения ядерных материалов, включая РВ и РАО (за исключением твэлов в активной зоне реактора и в БВ).

12.    В ВАБ уровня 2 для отработавшего ядерного топлива рекомендуется выполнять следующие задачи:

сбор и обработка исходной информации, необходимой для выполнения ВАБ уровня 2;

преобразование результатов ВАБ уровня 1 в исходные данные для ВАБ уровня 2; анализ систем;

анализ запроектных аварий, включая тяжелые аварии; определение нагрузок на ГО; моделирование аварийных последовательностей; определение выбросов РВ; определение последствий аварий;

определение вероятности большого аварийного выброса, анализ результатов ВАБ уровня 2;

представление результатов ВАБ уровня 2.

Задачу ВАБ уровня 2 "Определение нагрузок на ГО" рекомендуется выполнять в отношении блоков АС, имеющих ГО.

Рекомендуется выполнять все задачи ВАБ уровня 2, даже если показано, что суммарная вероятность большого аварийного выброса не превышает значения целевого ориентира по вероятности большого аварийного выброса.

Рекомендуется выполнять все задачи ВАБ уровня 2, перечисленные в пункте 12 настоящего Руководства по безопасности для первого и второго этапов, указанных в пункте 11 настоящего Руководства по безопасности. Результаты решения задач ВАБ уровня 2 из пункта 12 настоящего Руководства по безопасности, полученные на первом этапе, могут быть использованы при решении задач ВАБ уровня 2 на втором этапе при представлении в отчетных материалах по ВАБ уровня 2 соответствующих обоснований.

Объем выполнения задач ВАБ уровня 2 для третьего этапа, указанного в пункте 11 настоящего Руководства по безопасности, рекомендуется устанавливать при выполнении третьего этапа. Для третьего этапа (пункт 11 настоящего Руководства по безопасности) могут быть использованы результаты выполнения ВАБ уровня 2 первого и второго этапов (пункт 11 настоящего Руководства по безопасности).

Рекомендации по выполнению ВАБ уровня 2 для четвертого этапа, указанного в пункте 11 настоящего Руководства по безопасности, приведены в разделе XIV настоящего Руководства по безопасности.

13.    Значение суммарной вероятности большого аварийного выброса для каждого блока АС рекомендуется рассчитывать на интервале в один календарный год.

14.    ВАБ уровня 2 для эксплуатируемых блоков АС рекомендуется выполнять с учетом реального состояния блока АС на основании следующих источников информации:

проектной и конструкторской документации;

отчетов по обоснованию безопасности;

сведений о расследовании нарушений в работе блока АС;

эксплуатационной документации.

ВАБ уровня 2 для сооружаемых блоков АС рекомендуется выполнять на основании проектной и эксплуатационной документации прототипов блока АС.

При выполнении ВАБ уровня 2 для сооружаемых и эксплуатируемых блоков АС рекомендуется также использовать:

результаты исследований (расчетов) аварийных процессов, проведенных в рамках выполняемого ВАБ уровня 2;

требования действующих нормативно-технических документов;

результаты экспериментов;

документы Международного агентства по атомной энергии;

другие документы.

15.    Принятые при выполнении ВАБ уровня 2 допущения рекомендуется документировать и обосновывать. Влияние допущений на результаты ВАБ уровня 2 рекомендуется исследовать при выполнении анализа чувствительности.

16.    Результаты выполнения ВАБ уровня 2 блока АС, включая описание вероятностной модели блока АС, содержащей модели аварийных последовательностей вероятностной модели блока АС (далее -аварийные последовательности), функциональные события, базовые события с их параметрами, а также полученные в результате расчетов вероятности реализации конечных состояний аварийных последовательностей рекомендуется представлять в отчетной документации по ВАБ уровня 2.

17.    Если на одной площадке АС размещено несколько блоков АС, то допускается распространять результаты ВАБ уровня 2 одного блока АС на другие блоки АС при обосновании отсутствия различий в проектах и/или реальных состояниях блоков АС, в организационных и технических условиях эксплуатации, которые могут приводить к изменению вероятностной модели блока АС и суммарной вероятности большого аварийного выброса.

18.    Рекомендации Положения об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока атомной станции, утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 сентября 2011 г. № 519 (далее - РБ-024-11), распространяются на выполнение ВАБ уровня 2 в части анализа систем и анализа результатов ВАБ.

III. Сбор информации, необходимой для выполнения ВАБ уровня 2

19.    Рекомендуется определять состав и объем информации о проекте блока АС, необходимой для выполнения задач ВАБ уровня 2.

20.    Рекомендуется собирать детальные сведения о: реакторной установке (тип реактора, тепловая мощность реактора,

количество контуров циркуляции теплоносителя, тип теплоносителя, общий объем теплоносителя в РУ и его элементах, геометрические (длина, высота, ширина, высотная отметка, диаметр и другие параметры), теплогидравлические (гидравлический диаметр, коэффициент сопротивления и другие параметры), физические (масса, материал, плотность, уровень и другие параметры), нейтронно-физические (распределение тепловыделений по ТВС, картограммы загрузки ТВС, обогащение ТВС для различных моментов кампании реактора и различных топливных загрузок и другие параметры) и теплофизические (теплопроводность, теплоемкость и другие параметры) характеристики элементов РУ, необходимые для разработки расчетных моделей запро-ектных аварий, включая тяжелые аварии и другие данные);

зданиях и помещениях, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также прилегающих к ним негерметичных помещениях (свободный объем, проектное давление (для ГО), геометрические характеристики помещений, размер, тип и геометрические характеристики связей между помещениями, состав помещений, материалы полов, стен, потолков и другие характеристики);

БВ (геометрические характеристики, конструктивные характеристики, режимы эксплуатации, количество, состав и длительность хранения отработавшего ядерного топлива и другие характеристики);

РВ (за исключением РВ в ТВС) и РАО, имеющихся на блоке АС (место расположения, количество, агрегатное состояние, способ хранения, контроль и другие сведения);

зданиях и помещениях, в которых расположены РВ и РАО (свободный объем, геометрические характеристики помещений, размер, тип и геометрические характеристики связей между помещениями, состав помещений, материалы полов, стен, потолков и другие характеристики), и путях аварийного выброса;

системах блока АС, влияющих на распространение РВ в РУ, зданиях и помещениях блока АС, включая ГО, а также о массе (активности) аварийного выброса;

алгоритмах работы систем (элементов);

действиях персонала по управлению тяжелыми авариями.

21.    Рекомендуется собирать информацию о средствах, предусмотренных для управления аварией и ослабления последствий такой аварии, например:

сведения о средствах удержания расплава активной зоны, контроля концентрации водорода;

сведения о системах, специально предусмотренных в проекте соответствующего типа реактора, используемых для ослабления воздействий запроектных аварий, включая тяжелые аварии (спринклерная система, спринклерно-охладительная система, струйно-вихревой конденсатор, системы фильтров, локализующие системы безопасности, система локализующей арматуры ГО, системы вентиляции и другие системы);

сведения о помещениях ГО и прилегающих к нему помещениях; сведения о возможности использования для управления запроект-ными авариями, включая тяжелые аварии, оборудования, предусмотренного для других целей.

22.    Рекомендуется собирать информацию о конструктивных особенностях блока АС, влияющих на распространение РВ в РУ и помещениях блока АС, на развитие тяжелых аварий, например:

о характеристиках помещений, в которых расположен реактор, влияющих на распространение разрушенных элементов активной зоны и ВКУ и возможность их охлаждения;

о путях распространения РВ при разрушении реактора и/или его элементов;

об ограничителях потока, влияющих на распространение РВ; о геометрических характеристиках помещений, влияющих на распространение РВ и/или разрушенных элементов активной зоны и ВКУ.

IV. Преобразование результатов ВАБ уровня 1 в исходные данные ВАБ уровня 2

23.    В рамках данной задачи проводится группирование конечных состояний аварийных последовательностей, характеризующихся повреждением источника радиоактивности, из ВАБ уровня 1 в СПИР.