Полная версия этой страницы: ВАБ - "за" и "против"
Вот мой вопрос как раз о ВЕРОЯТНОСТНОЙ составляющей, методиках её вычисления и степени спекулятивности. Ибо в народ вещают цифры вроде "десять в минус восьмой реакторо-лет". Вы пишете, фракционная механика. Окей. Но как отсюда следует ВЕРОЯТНОСТЬ подрыва корпуса? Ведь там может быть и производственный дефект, и чёрти-что ещё. И потом, корпус, это же не цилиндрический конь в вакууме. Он держит рассчётное давление, но кто сказал, что оно всегда будет таковым? Что ИМЕННО скрывается за цифрой "десять в минус восьмой"? Это есть вычисленная вероятность разрыва под действием некоторого КОНЕЧНОГО списка причин? Этот список включает отказы других систем АЭС, которые могут повлиять на целостность КР? Или это, утрируя, срок (сто млн лет), за который стоящий в чистом поле холодный корпус сам по себе треснет а-ля "кол-во лет, необходимое чтобы выстрелило незаряженное ружьё"?
Ув nakos,
Я извиняюсь за "куцый" ответ, я как бы ответил в общем на Ваш вопрос. Совершенно понимаю, что обобщить и в двух словах сказать то, где я не специалист, а владею познаниями в общем, - практически невозможно.
Risk based fracture mechanics и ВАБ - это разные темы, причем совершенно разные. Первый моделирует диманическое развитие дефектов и добавляет/комбинирует известные вероятностные patterns.
Если Вы просто говорите о ВАБ - то это static assessment (по крайней мере тот который применялся до недавнего времени). И надо понимать что означает 10^8 лет с точки зрения ВАБ - это статистичесая цифра возможности 1 аварии на время эксплуатации 100 млн реактор*лет. ВАБ не определяет когда эта авария произойдет, авария может произойти на любом участке от 0 до 10^8.
Мой ответ (я по натуре жизнерадостный чел, потому все время говорю с примесью шуток, пословиц, анекдотов - а как вдали от первой Родины выжить
) по сути был простым - что, нет, разрыв корпуса не считатется на основании известных фактов разрывов котлов. Посудите сами, такой подхот любой Регулятор отверг бы с порога, просто, даже не вчитываясь.
Я извиняюсь за "куцый" ответ, я как бы ответил в общем на Ваш вопрос. Совершенно понимаю, что обобщить и в двух словах сказать то, где я не специалист, а владею познаниями в общем, - практически невозможно.
Risk based fracture mechanics и ВАБ - это разные темы, причем совершенно разные. Первый моделирует диманическое развитие дефектов и добавляет/комбинирует известные вероятностные patterns.
Если Вы просто говорите о ВАБ - то это static assessment (по крайней мере тот который применялся до недавнего времени). И надо понимать что означает 10^8 лет с точки зрения ВАБ - это статистичесая цифра возможности 1 аварии на время эксплуатации 100 млн реактор*лет. ВАБ не определяет когда эта авария произойдет, авария может произойти на любом участке от 0 до 10^8.
Мой ответ (я по натуре жизнерадостный чел, потому все время говорю с примесью шуток, пословиц, анекдотов - а как вдали от первой Родины выжить
) по сути был простым - что, нет, разрыв корпуса не считатется на основании известных фактов разрывов котлов. Посудите сами, такой подхот любой Регулятор отверг бы с порога, просто, даже не вчитываясь.
Как бы понять, хотя бы в общих чертах, как СТАТИСТИЧЕСКИ можно просчитать разрыв уникальных, штучных малосерийных изделий? Я ума не приложу как бы можно было это сделать, кроме чистой, заведомой спекуляции.
Накос, даже в назывании вещей своими именами есть свои пределы, при перходе которых начинается хаос. Но молоток, уважаю!
QUOTE(nakos @ 19.5.2014, 6:40) 
Как бы понять, хотя бы в общих чертах, как СТАТИСТИЧЕСКИ можно просчитать разрыв уникальных, штучных малосерийных изделий? Я ума не приложу как бы можно было это сделать, кроме чистой, заведомой спекуляции.
Существуют вероятностно-прочностные методы оценок вероятности разрывов трубопроводов и сосудов под давлением. В ВАБ используют только результаты таких расчетов. Именно таким способом получаем частоты исходных событий разрывов корпуса реактора и ГЦТ.
www всё правильно объяснил, добавить нечего. Я тоже не спец по таким расчетам. Может кто другой поподробнее расскажет
Кстати, если я не ошибаюсь, в качестве результатов таких расчетов используются верхние, а не средние оценки.
Ну? Говорил же, что hоuse начинается... 
QUOTE(Pakman @ 19.5.2014, 23:28)
Ну? Говорил же, что hause начинается...
Ув Nakos,
Мне не совсем ясно, что вы имеете ввиду когда говорите про 10^8. Я правильно понимаю, что это Initiating Event "reactor pressure vessel catastrophic failure"?
Вы не могли бы указать на этой диаграмме, где этот event? Is it level 1 IE?
Слово ВАБ применимо в общем к этой картине, которая упрощенно обьясняет, что есть PRA = ВАБ.
Мне не совсем ясно, что вы имеете ввиду когда говорите про 10^8. Я правильно понимаю, что это Initiating Event "reactor pressure vessel catastrophic failure"?
Вы не могли бы указать на этой диаграмме, где этот event? Is it level 1 IE?
Слово ВАБ применимо в общем к этой картине, которая упрощенно обьясняет, что есть PRA = ВАБ.
QUOTE(nuc.pra @ 20.5.2014, 14:36)
Для тех кто хочет почитать что-то по-теме.
PTS USA vs France.
PTS USA vs France.
кстати, ребята из сколково должны знать Golay
Все почему-то стараются переложить на какие-то источники. Хотя суть проста (в первом приближении). К примеру, работ по оценке охрупчивания КР достаточно на русском или английском на сайте ОАО ОКБ "Гидропресс", и само собой на AtomInfo.Ru.
Тот же PTS называется либо тепловым ударом под давлением, либо термошоком под давлением. Суть явления - срабатывание систем захолаживания активной зоны, возникает воздействие на "горячий КР" сил деформации в зоне патрубков ГЕ. Присуще как ВВЭР, так и PWR&BWR. Возможно, более внимательно исследованы патрубки ГЦТ, по той простой причине, что узел сложный в изготовлении (и чаше подвергается воздействию, но при меньшей разнице температур). Ещё один важный фактор - флюенс нейтронов, (тут, кстати, нет однозачного согласия с западниками, с какой энергии считать нейтрон "быстрым"). Важно количество сварных швов КР, их экранирование, флюенс на них.
Далее, для проверенных конструкционных материалов определяется предельная повреждающая доза (в с.н.а), со временем свойства меняются. Для новых - пользуются ИР, с большой плотностью потока быстрых нейтронов, количество циклов захолаживания РУ (резкого), ограничевает Главный конструктор РУ, немаловажное значение имеет выгородка (в зависимости от вертикального размера может экранироватся или не экранироватся зона патрубков ГЦТ, области швов.
Таким образом, nakos, вопрос достаточно интересный (особенно в свете изменения интервала между капитальными ремонтами и ПСЭ), базовую математику Вам рассказал www. Ошибка в сравнении с "паровозными котлами" состоит в отсуствии внутри котлов источников быстрых нейтронов. Почитайте несколько работ с последних МНТК ОКБ ГП, с удовольствием выложил бы, да работ много.
Продолжение воспоследует.
Тот же PTS называется либо тепловым ударом под давлением, либо термошоком под давлением. Суть явления - срабатывание систем захолаживания активной зоны, возникает воздействие на "горячий КР" сил деформации в зоне патрубков ГЕ. Присуще как ВВЭР, так и PWR&BWR. Возможно, более внимательно исследованы патрубки ГЦТ, по той простой причине, что узел сложный в изготовлении (и чаше подвергается воздействию, но при меньшей разнице температур). Ещё один важный фактор - флюенс нейтронов, (тут, кстати, нет однозачного согласия с западниками, с какой энергии считать нейтрон "быстрым"). Важно количество сварных швов КР, их экранирование, флюенс на них.
Далее, для проверенных конструкционных материалов определяется предельная повреждающая доза (в с.н.а), со временем свойства меняются. Для новых - пользуются ИР, с большой плотностью потока быстрых нейтронов, количество циклов захолаживания РУ (резкого), ограничевает Главный конструктор РУ, немаловажное значение имеет выгородка (в зависимости от вертикального размера может экранироватся или не экранироватся зона патрубков ГЦТ, области швов.
Таким образом, nakos, вопрос достаточно интересный (особенно в свете изменения интервала между капитальными ремонтами и ПСЭ), базовую математику Вам рассказал www. Ошибка в сравнении с "паровозными котлами" состоит в отсуствии внутри котлов источников быстрых нейтронов. Почитайте несколько работ с последних МНТК ОКБ ГП, с удовольствием выложил бы, да работ много.
Продолжение воспоследует.
Опять же, ВАБ по разрыву корпуса должен основываться на каких-то допущениях. Как-то: корпус изготовлен без скрытых дефектов, давление никогда не превысит максимального, внешние воздействия исключены и т.п.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.
QUOTE(nakos @ 21.5.2014, 17:44)
Опять же, ВАБ по разрыву корпуса должен основываться на каких-то допущениях. Как-то: корпус изготовлен без скрытых дефектов, давление никогда не превысит максимального, внешние воздействия исключены и т.п.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.
Не понятно в чем проблема.
QUOTE(nakos @ 21.5.2014, 16:44)
Опять же, ВАБ по разрыву корпуса должен основываться на каких-то допущениях. Как-то: корпус изготовлен без скрытых дефектов, давление никогда не превысит максимального, внешние воздействия исключены и т.п.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.
Ув Nakos,
Я не слежу за Вашими постами, потому мне трудно понять какой уровень Вашей подготовки (Выс мат, Статистика, тд), плюс я не знаю Вашего опыта. Потому, Вы поймите, в такой ситуации очень трудно дать очень короткое но емкое обьяснение. Есть обьяснение для публики (general public), есть для людей с инж уровнем подготовки, есть для инженеров которые знают хотя бы в целом процессы АЭС, и тд. Это не разные толкования, но глубина introduction, body of message, and conclusive statements will be different.
По корпусу реактора - все намного сложнее, чем себе это можно себе представить (я не знаю, если вы в курсе). Во время изготовления корпуса реактора, из кусков заготовок и материалов делают проходя совершенно одинаковый технологический процесс изготовление - так называемые Образцы-Свидетели (ОС). Потом, в трубах крепления бериллиевого отражателя к шахте реактора, эти ОС устанавливаются и работают практически в таких же условиях как сам материал корпуса реактора, получая весь флюенс нейтронов, темп и др эффекты. Раз в 4 года достают определенное количество образцов при разборке реактора, тащут их в Лаб Металлов и делают тесты - на излом, и на все что угодно. То есть destructive tests. Есть практически полный контроль за изменениями свойств металла.
Теперь, по поводу стрессов. Во время проектирования, закладываются и рассчитываются by Stress Analysis все режимы. Стрессы делятся (ASME code, соответственно режимам изменения operational states) на Service Level А, Б, С, Д. Ежели перевести на простой язык то это - stresses induced by Normal Operation (NO), Anticipated Operational Occurrences (AOO), Design Based Accidents (DBA), and by BDBAs.
Почитать можно тут, ищите Level A Service Conditions, ну и тд.
Стрессы расчетчики расчитывают как определенный процент от design stresses. Таким образом они приходят к расчетным значениям сколько раз корпус реактора за lifetime можно нагружать by AOO, DBA, etc., включают и учитывают также стрессы от Гидроиспытаний, пуско-наладки, decommissioning.
Это только начало. Так было уже давно. Дальнейшее развитие компьютеров, позволили во первых симулировать диманическое развитие cracks и строить модели с учетом риска достижения cracks up to critical size.
Скорее всего Вас интересует как это сделано, но тут спецов нет, и на пальцах обьяснить Вам мало кто сможет.
Благодарю, стало гораздо понятней.
QUOTE(www @ 22.5.2014, 6:07)
Почитать можно тут, ищите Level A Service Conditions, ну и тд.
На странмце 3.9-8 радует расчётное количество циклов:
QUOTE
Pressurizer spray on-off cycling ≤19,809
Наверное, продвинутый best estimate. Вот в количистве допустимых "шагов" CRDM, подобную точность почему-то не демонстрируют.
QUOTE(www @ 22.5.2014, 6:07)
, эти ОС устанавливаются и работают практически в таких же условиях как сам материал корпуса реактора, получая весь флюенс нейтронов, темп и др эффекты.
По теории все ВЕРНО.
На практике, получилось как всегда . . .
1. Спектр нейтронов падающих на ОС и на корпус реактора "отличается", а следовательно, и радиационные повреждения тоже будут отличаться.
2. Восстановить спектр нейтронов на ОС не всегда удается, "иногда" активационные детекторы, которые стоят "рядом" с ОС после выемки оказываются разрушенными . . ., что за спектр падает на КР, в основном только расчет . . .
3. Корпус реактора находится под напряжением (давление), а образцы НЕТ . Корпус реактра и ОС находятся в разной температуре теплоносителя. Это ВСЕ тоже влияет на изменение свойств металла.
4. Нельзя "экстраполировать" данные с других блоков - стали КР "сильно" отличаются по добавкам, которые в значительной степени и определяют "повреждаемость"
5. Количество "подвесок" ОС загрузили из расчета работы реактора на 30 лет, а в связи с продлением срока работы, приходится пересматривать графики исследования подвесок ОС - увеличивать время между исследованиями.
Это, если коротко . . ., а в основном проблем НЕТ.
QUOTE(www @ 22.5.2014, 6:07)
Потом, в трубах крепления бериллиевого отражателя к шахте реактора,
Подскажите про бериллиевый отражатель в каких типах "NPP" используются.
Про исследовательские реакторы с отражателями из бериллия знаю (видел), про энергетические - буду рад ссылке . . .
Ув barvi7,
Огромное спасибо за то что вы накидали сверху небольшую кучку пунктов
Тем не менее, эти замечания do not invalidate reactor designer approach to monitor reactor pressure vessel material.
Хотя моменты, которые вы перечислили совершенно справедливые, задачей Генерльного Конструктора РУ не является абсолютное копирование условий. Так же, если вы заметили, я втиснул слово "практически", что оставляет room for maneuvering
Генеральный Конструктор выбирает "bounding or limiting case". Изобразить в натуре все процессы нет ни возможности ни времени, да и смысла нет. Худшее зло в данном случае (LWR, композитная наплавка)- бомбардировка нейтонами и др частицами атомов стали в решетке структуры металла, вот ближе всего (в принципе как можно ближе, без излишнего влияния на физику) ГенКон и выбрал по консервативному принципу место. Так же он выбрал и способ.
Возможно это не покрывает весь спектр разрушительных мехнизмов, но кто мешеает проводить на металле другие тесты, например stress corrosion cracking tests, и тем самым покрыть практичеки как можно шире спектр разрушительных механизмов.
Для сравнения возмем реактор CANDU. Разрушение от нейтронов, в отличие от LWRs, вносит существенно меньшую лепту из-за однородности материала (циркон) в Pressure Tubes. Но есть другие доминирующие механизмы, представляющие бОльшую опасность, чем на корпусе LWRs. В реакторах CANDU - это Delayed Hydride Cracking. Потому, в них никому и в голову не придет держать образцы-свидетели рядом с активной зоной. Делают scrape test, и определяют концетрацию "растворенного" в цирконии атомов водорода.
Про бериллий... сил нет искать, предлагаю зачеркнуть слово бериллий, оставить отражатель (ахтунг - бетонный просьба не вставлять, опять ссулку попросят ведь)
ПС. По поводу 30 лет. Я не знаю чем вы их обосновываете без образцов с 30 до 60.
В реакторах CANDU такого вопроса нет. Там меняют практичеки все in-core components: Pressure Tubes, Calandria Tubes, etc.
Огромное спасибо за то что вы накидали сверху небольшую кучку пунктов
Тем не менее, эти замечания do not invalidate reactor designer approach to monitor reactor pressure vessel material.
Хотя моменты, которые вы перечислили совершенно справедливые, задачей Генерльного Конструктора РУ не является абсолютное копирование условий. Так же, если вы заметили, я втиснул слово "практически", что оставляет room for maneuvering
Генеральный Конструктор выбирает "bounding or limiting case". Изобразить в натуре все процессы нет ни возможности ни времени, да и смысла нет. Худшее зло в данном случае (LWR, композитная наплавка)- бомбардировка нейтонами и др частицами атомов стали в решетке структуры металла, вот ближе всего (в принципе как можно ближе, без излишнего влияния на физику) ГенКон и выбрал по консервативному принципу место. Так же он выбрал и способ.
Возможно это не покрывает весь спектр разрушительных мехнизмов, но кто мешеает проводить на металле другие тесты, например stress corrosion cracking tests, и тем самым покрыть практичеки как можно шире спектр разрушительных механизмов.
Для сравнения возмем реактор CANDU. Разрушение от нейтронов, в отличие от LWRs, вносит существенно меньшую лепту из-за однородности материала (циркон) в Pressure Tubes. Но есть другие доминирующие механизмы, представляющие бОльшую опасность, чем на корпусе LWRs. В реакторах CANDU - это Delayed Hydride Cracking. Потому, в них никому и в голову не придет держать образцы-свидетели рядом с активной зоной. Делают scrape test, и определяют концетрацию "растворенного" в цирконии атомов водорода.
Про бериллий... сил нет искать, предлагаю зачеркнуть слово бериллий, оставить отражатель (ахтунг - бетонный просьба не вставлять, опять ссулку попросят ведь)
ПС. По поводу 30 лет. Я не знаю чем вы их обосновываете без образцов с 30 до 60.
В реакторах CANDU такого вопроса нет. Там меняют практичеки все in-core components: Pressure Tubes, Calandria Tubes, etc.
"Для сравнения возмем реактор CANDU. Разрушение от нейтронов, в отличие от LWRs, вносит существенно меньшую лепту из-за однородности материала (циркон) в Pressure Tubes". (см. выше www)
Это как однородность (а не свойства материала, в данном случае) влияет на "разрушение от нейтронов"? Можно поподробнее.
Это как однородность (а не свойства материала, в данном случае) влияет на "разрушение от нейтронов"? Можно поподробнее.
QUOTE(Nucon @ 7.6.2014, 19:50)
"Для сравнения возмем реактор CANDU. Разрушение от нейтронов, в отличие от LWRs, вносит существенно меньшую лепту из-за однородности материала (циркон) в Pressure Tubes". (см. выше www)
Это как однородность (а не свойства материала, в данном случае) влияет на "разрушение от нейтронов"? Можно поподробнее.
Это как однородность (а не свойства материала, в данном случае) влияет на "разрушение от нейтронов"? Можно поподробнее.
Могу только предположить, что под однородностью имелся ввиду не сплав. В том же ВВЭР основной механизм разрушение под облучением - не смещения в основном материале - они "стекают" на дефекты структуры, а направленная диффузия к швам легирующих добавок (в КР - никеля) с их охрупчиванием.
QUOTE(alex_bykov @ 7.6.2014, 14:46)
Могу только предположить, что под однородностью имелся ввиду не сплав. В том же ВВЭР основной механизм разрушение под облучением - не смещения в основном материале - они "стекают" на дефекты структуры, а направленная диффузия к швам легирующих добавок (в КР - никеля) с их охрупчиванием.
А есть хоть один пример реального дефекта корпусных конструкций за все время работы реакторов? Вопрос риторический...
QUOTE(Nucon @ 7.6.2014, 23:57)
А есть хоть один пример реального дефекта корпусных конструкций за все время работы реакторов? Вопрос риторический...
Нет, но есть результаты исследований образцов-свидетелей с крайне негативной динамикой.
Я тут занялся разработкой интерактивной модели безопасности установки, факультативно. И вобщем-то понял в чем суть анализа. Построил схему на несколько сотен блоков, и стало ясно, что анализ должен быть "многоэтажным", 3Д это должен быть анализ, а не плоскостной или линейный. Интересное что-то получается.
QUOTE(Nucon @ 8.6.2014, 0:00)
анализ должен быть "многоэтажным", 3Д это должен быть анализ
А... За этим на БЩУ подходи - сменный персонал за словом в карман не лезет. Хочешь - пать этажей, а хочешь - двадцать пять. Проанализуруют всё, живого места не оставят. Я вот сколько лет уже не работаю по ночам, а нет-нет, да и полезет из меня аналитическая риторика, да так что, все вокруг к стенкам жмутся.
QUOTE(Pakman @ 8.6.2014, 11:50)
А... За этим на БЩУ подходи - сменный персонал за словом в карман не лезет. Хочешь - пать этажей, а хочешь - двадцать пять. Проанализуруют всё, живого места не оставят. Я вот сколько лет уже не работаю по ночам, а нет-нет, да и полезет из меня аналитическая риторика, да так что, все вокруг к стенкам жмутся.
Дык я сам из них. И именно такую позицию занимаю. Но теперь вот кое-чем ишо занимаюсь.
QUOTE(Nucon @ 7.6.2014, 22:57)
А есть хоть один пример реального дефекта корпусных конструкций за все время работы реакторов? Вопрос риторический...
В CANDU, эквивалент КР есть = Pressure Tubes (как часть pressure boundary).
В 1983 г двухметровый crack = LOCA. Остановились, расхолодились, и пытались уточнить крякнутый топливных канал опрессовкой. Результат = канал порвали окончательно, як Тузик мячик
Вот тут вкратце...
QUOTE(Pakman @ 8.6.2014, 11:50)
А... За этим на БЩУ подходи - сменный персонал за словом в карман не лезет. Хочешь - пать этажей, а хочешь - двадцать пять. Проанализуруют всё, живого места не оставят. Я вот сколько лет уже не работаю по ночам, а нет-нет, да и полезет из меня аналитическая риторика, да так что, все вокруг к стенкам жмутся.
На самом деле, рано или поздно, любой управленец становится начальником смены или еще кем, и не обязательно остается в эксплуатации, и тут-то приходит ему просветление, что обеспечение эксплуатационной безопасности (особливо если задница гореть начинает) это не только надувание щек, но и некоторые иные знания. Просто технических знаний тут мало. Не случайно все завязано и на технические, и организационные мероприятия. И вот тогда, приходится ему или думать, или заново учить, если не учил в школе. Кстати, в Штатах операторы реакторов не имеют "верхнего" образования. Даже на ПЛА, это выпускники "Школы" (УЦ), даже без бакалавра. А вот уже из операторов уходят в инженеры. У нас без 5-6 лет и не думай попасть за пульт. Совершенно иной подход. И поэтому не могут они/операторы в принципе поднимать такие проблемы.
QUOTE(Nucon @ 9.6.2014, 2:56)
Кстати, в Штатах операторы реакторов не имеют "верхнего" образования. Даже на ПЛА, это выпускники "Школы" (УЦ), даже без бакалавра.
Вы уверены, что весь персонал смены всех станций не имеет высшего образования в США? Конкретнее, о лицензированных сотрудниках для работы на БЩУ вопрос, для понимания.
Ежели в двух словах, коротко, то вот тут обьяснение - требования для Reactor Operators (RO) and Senior Reactor Operators (SRO).
Вот тут вкратце требования от NRC и CNSC.
Видо сьемка из полномаштабного тренажера, сценарий - Разрыв ГЦТ (большая течь) с послед срабатыванием аварийной защиты и систем безопасности. Судя по действиям персонала - женщина в центре - это SRO. Станция - Sequoyah.
Слышимость плохая, но понять можно. Обрывки фраз: "Reactor trips" - срабатывание аварийной защиты, "SI activated" - срабатывание системы аварийного впрыска бора. Видно что делают "Обязательные действия персонала БЩУ при срабатывании АЗ", ну и тд по тексту...
Вот тут вкратце требования от NRC и CNSC.
Видо сьемка из полномаштабного тренажера, сценарий - Разрыв ГЦТ (большая течь) с послед срабатыванием аварийной защиты и систем безопасности. Судя по действиям персонала - женщина в центре - это SRO. Станция - Sequoyah.
Слышимость плохая, но понять можно. Обрывки фраз: "Reactor trips" - срабатывание аварийной защиты, "SI activated" - срабатывание системы аварийного впрыска бора. Видно что делают "Обязательные действия персонала БЩУ при срабатывании АЗ", ну и тд по тексту...
QUOTE(asv363 @ 8.6.2014, 21:05)
Вы уверены, что весь персонал смены всех станций не имеет высшего образования в США? Конкретнее, о лицензированных сотрудниках для работы на БЩУ вопрос, для понимания.
Я говорю о конкретных позициях. Об операторах реактора, например. Тут я уверен говоря про Флот и исследовательские установки. Спрошу про коммерческие более точно. Сам посещал классы с операторами, факультативно, для освежения и знаю точно кто там учится. Сказать, что плохой уровень не могу, но парни не готовы так теоретически, как у нас после 5-6 лет. Поверхностные знания и "верхний" уровень анализа вполне пристойный, но поглубже...
Иногда задумываюсь, может действительно так надо.
Да, конкретно о лицензированных сотрудниках за пультом, я не знаю, что такое БЩУ, но они не имеют зачастую даже бакалавра.
QUOTE(www @ 8.6.2014, 22:04)
Ежели в двух словах, коротко, то вот тут обьяснение - требования для Reactor Operators (RO) and Senior Reactor Operators (SRO).
Вот тут вкратце требования от NRC и CNSC.
Видо сьемка из полномаштабного тренажера, сценарий - Разрыв ГЦТ (большая течь) с послед срабатыванием аварийной защиты и систем безопасности. Судя по действиям персонала - женщина в центре - это SRO. Станция - Sequoyah.
Слышимость плохая, но понять можно. Обрывки фраз: "Reactor trips" - срабатывание аварийной защиты, "SI activated" - срабатывание системы аварийного впрыска бора. Видно что делают "Обязательные действия персонала БЩУ при срабатывании АЗ", ну и тд по тексту...
Вот тут вкратце требования от NRC и CNSC.
Видо сьемка из полномаштабного тренажера, сценарий - Разрыв ГЦТ (большая течь) с послед срабатыванием аварийной защиты и систем безопасности. Судя по действиям персонала - женщина в центре - это SRO. Станция - Sequoyah.
Слышимость плохая, но понять можно. Обрывки фраз: "Reactor trips" - срабатывание аварийной защиты, "SI activated" - срабатывание системы аварийного впрыска бора. Видно что делают "Обязательные действия персонала БЩУ при срабатывании АЗ", ну и тд по тексту...
SI это safety Injection... и не обязательно с бором. Ну а уровень образования, сами видите, high-school... и опыт.
QUOTE(Nucon @ 9.6.2014, 8:17)
SI это safety Injection... и не обязательно с бором. Ну а уровень образования, сами видите, high-school... и опыт.
Это с бором. А в видео как раз похоже тренируют парня в синей рубашке (по крайней мере камера за ним следит). Так вот он, похоже - Technical Adviser. Он по видео мониторит КФБ и докладывает статус (его ответственность). Как раз он и НСБ имеют высшее образование.
Ищем сначала кто такой есть Секвоя плант, находим тупо в Вики - Вестингхауз дизайн.
Дальше ищем и находим стандард текникал спесификейшн для Вестингхауз дизайн, страница B 3.3.2A-9, читаем:
"1. Safety Injection
Safety Injection (SI) provides two primary functions:
Вы возможно имели ввиду систему ав/всп пит воды?
The SI signal is also used to initiate other Functions such as:
- ....
- Start of motor driven auxiliary feedwater (AFW) pumps
Но это не есть SI objective, это просто сигнал берется на подачу ав пит воды (также как и на др функции, т.е. изоляция контейнмента и тд по списку в STS)
Канадские чукчи говорят, что на ВВЭР такой аналог - это Технологические (или по другому - разрывные) защиты (ТЗ)... Пусть меня поправит Доктор
Кстати, а напротив женщины, прямо вначале загораются красные лампочки - я ненароком подумал, что это концевики низа органов СУЗ. Какие мысли?
Дальше ищем и находим стандард текникал спесификейшн для Вестингхауз дизайн, страница B 3.3.2A-9, читаем:
"1. Safety Injection
Safety Injection (SI) provides two primary functions:
1. Primary side water addition to ensure maintenance or recovery of reactor vessel water level (coverage of the active fuel for heat removal, clad integrity, and for limiting peak clad temperature to < 2200°F), and
2. Boration to ensure recovery and maintenance of SDM (keff<1.0).
Вы возможно имели ввиду систему ав/всп пит воды?
The SI signal is also used to initiate other Functions such as:
- ....
- Start of motor driven auxiliary feedwater (AFW) pumps
Но это не есть SI objective, это просто сигнал берется на подачу ав пит воды (также как и на др функции, т.е. изоляция контейнмента и тд по списку в STS)
Канадские чукчи говорят, что на ВВЭР такой аналог - это Технологические (или по другому - разрывные) защиты (ТЗ)... Пусть меня поправит Доктор
Кстати, а напротив женщины, прямо вначале загораются красные лампочки - я ненароком подумал, что это концевики низа органов СУЗ. Какие мысли?
У нас система впрыска без бора, исключительно для охлаждения. Более того, все зависит от конструкции... И парень таки не оператор реактора а адвайзер. Где я не прав? Читаем внимательно, что я написал выше, и каким образом "оператор реактора" в моем посте, стал "персоналом станции" в вашем?
Более того "маленькие" всегда, или почти всегда без бора.
Более того "маленькие" всегда, или почти всегда без бора.
http://atominfo.ru/newsj/q0140.htm
Вспомните эйфорию от вероятностных методов в 90-ых годах. Тогда даже NRC начала гиперболизировать их значимость. Сегодня мы говорим, что базисом для безопасности должен выступать детерминистский метод, а вероятностные методы его могут только дополнять.
Мы пришли к пониманию, что никоим образом невозможно доказать безопасность стохастически. В своём споре с Ширли Джексон (в то время она была председателем NRC) на конференции NRC было сказано так: "Nobody believes probabilistically". Никто не верит вероятностно. Либо ты веришь, либо не веришь.
Вспомните эйфорию от вероятностных методов в 90-ых годах. Тогда даже NRC начала гиперболизировать их значимость. Сегодня мы говорим, что базисом для безопасности должен выступать детерминистский метод, а вероятностные методы его могут только дополнять.
Мы пришли к пониманию, что никоим образом невозможно доказать безопасность стохастически. В своём споре с Ширли Джексон (в то время она была председателем NRC) на конференции NRC было сказано так: "Nobody believes probabilistically". Никто не верит вероятностно. Либо ты веришь, либо не веришь.
QUOTE(barvi7 @ 9.10.2014, 22:17)
http://atominfo.ru/newsj/q0140.htm
Вспомните эйфорию от вероятностных методов в 90-ых годах. Тогда даже NRC начала гиперболизировать их значимость. Сегодня мы говорим, что базисом для безопасности должен выступать детерминистский метод, а вероятностные методы его могут только дополнять.
Мы пришли к пониманию, что никоим образом невозможно доказать безопасность стохастически. В своём споре с Ширли Джексон (в то время она была председателем NRC) на конференции NRC было сказано так: "Nobody believes probabilistically". Никто не верит вероятностно. Либо ты веришь, либо не веришь.
Вспомните эйфорию от вероятностных методов в 90-ых годах. Тогда даже NRC начала гиперболизировать их значимость. Сегодня мы говорим, что базисом для безопасности должен выступать детерминистский метод, а вероятностные методы его могут только дополнять.
Мы пришли к пониманию, что никоим образом невозможно доказать безопасность стохастически. В своём споре с Ширли Джексон (в то время она была председателем NRC) на конференции NRC было сказано так: "Nobody believes probabilistically". Никто не верит вероятностно. Либо ты веришь, либо не веришь.
Все любят вспоминать НРС, а на самом деле главные и последовательные пользователи ВАБ - это англичане.
QUOTE(barvi7 @ 9.10.2014, 22:17)
"Nobody believes probabilistically". Никто не верит вероятностно. Либо ты веришь, либо не веришь.
Правильно. А критерием веры является обьем реализованных мероприятий. Как там у Ната было: если выполноны 167 мероприятий - верю, а если только 165 - тогда нет.
Атомэнергопроект провёл семинар, посвящённый динамике и сейсмостойкости сооружений АЭС
http://www.atominfo.ru/newsj/q0664.htm
http://www.atominfo.ru/newsj/q0664.htm
QUOTE
Специалисты ведущих компаний атомной отрасли приняли участие в научно-техническом семинаре "Динамика и сейсмостойкость сооружений атомных станций". Организатором выступило АО "Атомэнергопроект" (Москва).
В семинаре приняли участие представители АО "Атомэнергопроект", АО "Атомпроект", АО "НИАЭП", АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", ПКФ ОАО "Концерн Росэнергоатом", ОАО "Институт Гидропроект", филиала ОАО "Институт Гидропроект" - ЦСГНЭО, управления по строительству в Иране ЗАО "Атомстройэкспорт", ОАО "Атомтехэнерго", ОАО "Концерн Росэнергоатом", Московского энергетического института (МЭИ), ООО "Ресурс" и ОАО "ЭНЕКС".
Участники обсудили современные методы расчёта и проектирования сооружений атомных станций при особых динамических воздействиях, включающих в себя сейсмические воздействия, воздействия от падающих самолетов, метеорологических явлений, воздушных ударных волн при подземных и надземных взрывах.
Предметом дискуссии также стали перспективы развития методов расчёта и совершенствование нормативных методов по обоснованию проектных решений сооружений атомных станций при особых динамических воздействиях.
"В ходе профессионального диалога участники продемонстрировали свои достижения и обсудили актуальные проблемы по тематике динамики и сейсмостойкости сооружений атомных станций, а также выработали пути совершенствования проектных решений", - рассказал начальник научно-исследовательского отдела динамики и сейсмостойкости АО "Атомэнергопроект" Акоп Саргсян.
По итогам обсуждения участники семинара приняли ряд решений. В частности, рекомендовано подготовить предложение включить в программу отраслевых НИОКР разработку нормативного документа по расчёту и проектированию сооружений атомных станций на особые динамические воздействия от падающего самолёта, воздушной ударной волны и при экстремальных метеорологических явлениях, так как в данный момент такой нормативный документ в отрасли отсутствует.
Кроме того, общение в формате конференции было признано полезным и целесообразным для эффективного развития научно-технического потенциала специалистов, а также дальнейшего развития рассматриваемого направления. В результате решено проводить аналогичные встречи один раз в два года, расширив тематику совещаний и круг участников.
Учитывая актуальность обсуждаемых докладов, материалы семинара будут выпущены отдельным изданием.
В семинаре приняли участие представители АО "Атомэнергопроект", АО "Атомпроект", АО "НИАЭП", АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", ПКФ ОАО "Концерн Росэнергоатом", ОАО "Институт Гидропроект", филиала ОАО "Институт Гидропроект" - ЦСГНЭО, управления по строительству в Иране ЗАО "Атомстройэкспорт", ОАО "Атомтехэнерго", ОАО "Концерн Росэнергоатом", Московского энергетического института (МЭИ), ООО "Ресурс" и ОАО "ЭНЕКС".
Участники обсудили современные методы расчёта и проектирования сооружений атомных станций при особых динамических воздействиях, включающих в себя сейсмические воздействия, воздействия от падающих самолетов, метеорологических явлений, воздушных ударных волн при подземных и надземных взрывах.
Предметом дискуссии также стали перспективы развития методов расчёта и совершенствование нормативных методов по обоснованию проектных решений сооружений атомных станций при особых динамических воздействиях.
"В ходе профессионального диалога участники продемонстрировали свои достижения и обсудили актуальные проблемы по тематике динамики и сейсмостойкости сооружений атомных станций, а также выработали пути совершенствования проектных решений", - рассказал начальник научно-исследовательского отдела динамики и сейсмостойкости АО "Атомэнергопроект" Акоп Саргсян.
По итогам обсуждения участники семинара приняли ряд решений. В частности, рекомендовано подготовить предложение включить в программу отраслевых НИОКР разработку нормативного документа по расчёту и проектированию сооружений атомных станций на особые динамические воздействия от падающего самолёта, воздушной ударной волны и при экстремальных метеорологических явлениях, так как в данный момент такой нормативный документ в отрасли отсутствует.
Кроме того, общение в формате конференции было признано полезным и целесообразным для эффективного развития научно-технического потенциала специалистов, а также дальнейшего развития рассматриваемого направления. В результате решено проводить аналогичные встречи один раз в два года, расширив тематику совещаний и круг участников.
Учитывая актуальность обсуждаемых докладов, материалы семинара будут выпущены отдельным изданием.
QUOTE(asv363 @ 1.12.2014, 8:55)
Атомэнергопроект провёл семинар, посвящённый динамике и сейсмостойкости сооружений АЭС
http://www.atominfo.ru/newsj/q0664.htm
http://www.atominfo.ru/newsj/q0664.htm
Не к ВАБ относится. Там именно про расчет и проектирование сооружений на устойчивость к внешним воздействиям. Это не ВАБ. Но может быть исходным материалом для ВАБ.
QUOTE(barvi7 @ 9.10.2014, 13:17)
http://atominfo.ru/newsj/q0140.htm
Вспомните эйфорию от вероятностных методов в 90-ых годах. Тогда даже NRC начала гиперболизировать их значимость. Сегодня мы говорим, что базисом для безопасности должен выступать детерминистский метод, а вероятностные методы его могут только дополнять.
Мы пришли к пониманию, что никоим образом невозможно доказать безопасность стохастически. В своём споре с Ширли Джексон (в то время она была председателем NRC) на конференции NRC было сказано так: "Nobody believes probabilistically". Никто не верит вероятностно. Либо ты веришь, либо не веришь.
Вспомните эйфорию от вероятностных методов в 90-ых годах. Тогда даже NRC начала гиперболизировать их значимость. Сегодня мы говорим, что базисом для безопасности должен выступать детерминистский метод, а вероятностные методы его могут только дополнять.
Мы пришли к пониманию, что никоим образом невозможно доказать безопасность стохастически. В своём споре с Ширли Джексон (в то время она была председателем NRC) на конференции NRC было сказано так: "Nobody believes probabilistically". Никто не верит вероятностно. Либо ты веришь, либо не веришь.
Недавно парняга делел сообщение о современном состоянии PRA. Довольно интересно, что делал он его разуверовавшись в его эффективности и покинув соответствующее направление. Поговорили после и он навыдавал ссылок на формальные бумаги, но признал бесперспективность (чему я порадовался и позлорадствовал) и вспомнил он апологета этой фигни, некоего Апостолакиса, которому я еще в 97 пытался возражать. А на самом деле, PRA лишь 10-15% от анализа. Это я на основе развиваемой системы самостоятельно анализа утверждаю.
Может щас за Апостолакиса заступятся и пост удалят?
QUOTE(Nucon @ 4.1.2015, 22:24)
Может щас за Апостолакиса заступятся и пост удалят?
ВАБ фигня - это давно известно, а Апостос - няшка.
QUOTE(nuc.pra @ 5.1.2015, 13:12)
ВАБ фигня - это давно известно
Остаётся убедить в этом Ростехнадзор.
QUOTE(kuzeyli @ 5.1.2015, 14:32)
Остаётся убедить в этом Ростехнадзор.
Ну это был сарказм вообще-то.
QUOTE(kuzeyli @ 5.1.2015, 5:32)
Остаётся убедить в этом Ростехнадзор.
Зачем? Пройдет время сами поймут. Если поймут. Остальным всем уже давнол понятно...
QUOTE(nuc.pra @ 5.1.2015, 14:36)
Ну это был сарказм вообще-то.
Да понятно, что сарказм, но поговорить-то надо.
Международный семинар в ВАО АЭС-МЦ - © ВАО АЭС-МЦ
Срок регистрации - до 01.04.2015 года, остальное в файлах по ссылке.
QUOTE
Московский центр ВАО АЭС проводит подготовку к региональному семинару по обмену опытом и знаниями, накопленными атомными электростанциями и членами ВАО АЭС - МЦ в области применения результатов вероятностного анализа безопасности (ВАБ).
Принимающая сторона семинара: Ростовская атомная станция, Россия.
Место проведения семинара: Россия, Ростовская область, г. Волгодонск, Ростовская АЭС.
Время проведения семинара: с 12 по 15 мая 2015 года.
Цель семинара:
Обмен информацией и опытом в области применения результатов вероятностного анализа безопасности (ВАБ) 1-го и 2-го уровней на действующих блоках и использования мониторинга риска.
Участники:
Приглашаем принять участие в этом семинаре специалистов атомных станций и организаций членов Московского Центра ВАО АЭС, имеющих опыт применения результатов вероятностного анализа безопасности (ВАБ) 1-го и 2-го уровней на действующих блоках и использования мониторинга риска. Также приветствуются все участники, желающие поделиться достижениями в этой области. Предполагаемое количество участников – 15-20 человек.
Принимающая сторона семинара: Ростовская атомная станция, Россия.
Место проведения семинара: Россия, Ростовская область, г. Волгодонск, Ростовская АЭС.
Время проведения семинара: с 12 по 15 мая 2015 года.
Цель семинара:
Обмен информацией и опытом в области применения результатов вероятностного анализа безопасности (ВАБ) 1-го и 2-го уровней на действующих блоках и использования мониторинга риска.
Участники:
Приглашаем принять участие в этом семинаре специалистов атомных станций и организаций членов Московского Центра ВАО АЭС, имеющих опыт применения результатов вероятностного анализа безопасности (ВАБ) 1-го и 2-го уровней на действующих блоках и использования мониторинга риска. Также приветствуются все участники, желающие поделиться достижениями в этой области. Предполагаемое количество участников – 15-20 человек.
Срок регистрации - до 01.04.2015 года, остальное в файлах по ссылке.
QUOTE(asv363 @ 18.3.2015, 13:10)
Международный семинар в ВАО АЭС-МЦ - © ВАО АЭС-МЦ
Срок регистрации - до 01.04.2015 года, остальное в файлах по ссылке.
Срок регистрации - до 01.04.2015 года, остальное в файлах по ссылке.
Четыре дня в двадцатиром обсуждать ВАБ - это конечно очень интеесно и захватывающе, но ведь так и свихнуться можно
А выпускать из зала будут?