Résumé sur le thème du travail de fin d'études au niveau de formation "Master spécialisé": "Élaboration du modèle mathématique pour estimer la sécurité des centrales nucléaires"

          L'actualité du problème. À la suite d’un accident dans la centrale nucléaire, plus de gens qu’à l'explosion d’une bombe atomique peuvent mourir. Les conséquences dans le domaine financier peuvent être aussi catastrophiques. En 1986, l'accident nucléaire de Tchernobyl a coûté à l’ancienne Union Soviétique trois fois plus que l’effet économique sommaire accumulé à la suite du fonctionnement de toutes les centrales nucléaires soviétiques qu’on avait exploitées de 1954 à 1990 [1].

         On sait que le 28 mars 1979, à 4 heures du matin selon l'heure locale, l'accident a eu lieu à la centrale nucléaire américaine "Three – Mille - Island" dans le réacteur PWR de la puissance de 885 МW (le réacteur "à eau pressurisée") de l’unité de production d'énergie №2 [2]. À la suite de l'accident, la partie supérieure de la zone active du réacteur a été fondue, sa restitution est devenue inutile. Les endommagements totaux de l'accident ont fait 1,86 milliard de dollars [3].

         En Ukraine, à présent, on exploite 15 unités de production d'énergie avec les réacteurs PWR, leur puissance installée est 13 835 МW [4]. La plupart de blocs PWR se trouvent en exploitation depuis plus de 15 ans (la durée de service de projet est 30 ans). La partie importante de l'équipement électrotechnique et thermo technique de la centrale nucléaire (2000 - 5000 unités) demande les remplacements puisque le délai de leur exploitation expire [5]. Le quatrième bloc de la centrale nucléaire de Tchernobyl a été mis en service en 1983, mais l'accident à celle-ci a eu lieu en 1986, c'est-à-dire pratiquement cet accident a eu lieu à une nouvelle centrale.

         Une question légitime se pose. Est-ce que l'explosion analogue est possible dans d'autres centrales nucléaires de l'Ukraine qui ont fonctionné plus de la moitié de leur délai conformément aux projets? Quelle est la probabilité de l’apparition de grands accidents sur des centrales nucléaires en service? Quelle est la probabilité de l’apparition de l’accident à la centrale nucléaire et de la diffusion du nuage radioactif au-dessus de l’Europe? Pour le moment, toutes ces questions restent sans réponses.

         Les méthodes que nous connaissons à présent [3, 6-8] ne permettent pas d’estimer la probabilité de l'apparition des accidents à la centrale nucléaire avec le degré d'exactitude suffisant pour les buts pratiques. Cela, à son tour, ne permet pas d’utiliser des mesures existantes et d’élaborer de nouvelles mesures techniques et d'organisation qui permettent de réduire la fréquence de l'apparition des accidents jusqu'au niveau réglé.

         En avenir, l'élaboration ultérieure des modèles mathématiques et des méthodes d'évaluation du procès de l’apparition des accidents (par exemple, la fusion de la zone active du réacteur à la centrale nucléaire) qui permettront d'établir les dépendances de la probabilité de l'apparition de l'accident de la période de l'exploitation de la centrale, de l'état de l'équipement exploitant, de son environnement (facteur humain), de la fiabilité des moyens de la protection (qui réagissent aux changements d'accident des paramètres électriques et technologiques de l'objet) et les délais de leur prophylaxie, ce sont des tâches scientifique très actuelles.

         C'est pourquoi les travaux liés à l'élaboration des modèles mathématiques et au perfectionnement des méthodes existantes qui permettent de pronostiquer le niveau de la sécurité de la centrale nucléaire, ainsi que l'élaboration des activités d'ordre d’organisation et de technique ce qui permet d'assurer le niveau réglé de la sécurité par les normes internationales avec les dépenses minimales sont très actuels.

         Le but du travail. Estimer la probabilité de la fusion de la zone active du réacteur du type PWR pendant une année F₁(t).

         Pour atteindre le but posé, il est nécessaire de résoudre les tâches suivantes:

1. Élaborer un modèle mathématique du procès de l’apparition de l'accident avec la fusion      de la zone active du réacteur;
2. Définir le temps moyen avant l'accident (la fusion de la zone active du réacteur) et la      dispersion à condition qu’au moment initial du temps tous les systèmes d’assurance de      sécurité de la centrale nucléaire se trouvent en état opérationnel.

         L’importance scientifique du travail. Le modèle mathématique qui est élaboré au travail de fin d'études au niveau de formation "Master spécialisé" permet d'établir les dépendances analytiques entre la probabilité de l'apparition de l'accident avec la fusion de la zone active du réacteur à la centrale nucléaire et l'état de l'équipement de protection ainsi que des délais de leur diagnostic.

         L’importance pratique du travail. La méthode qui est proposée au travail de fin d'études au niveau de formation "Master spécialisé" permettra de:

fixer les normes de la sécurité pour les moyens de protection et les délais optimaux de    leur diagnostic du point de vue de la sécurité sous lesquelles le niveau réglé de la sécurité    à la centrale nucléaire (), où t = 1 an, est assuré.

         Les résultats des études. La destruction de la zone active du réacteur (l'explosion thermique) peut avoir lieu, par exemple, à la disparition de toute l'eau du II-ème contour, c'est-à-dire l’écoulement de la chaleur élaborée dans le réacteur au cours de la fission cessera entièrement [9]. Suite à cela, on aura l'augmentation de la température dans la zone active, les éléments combustibles fondront et les produits de la fission entreront à l’agent d'absorption de chaleur du I-er contour. L'augmentation de la température amènera à la croissance de la pression dans le réacteur. Finalement, la cuve du réacteur peut être détruite et les substances radioactives seront émises à l'atmosphère. Un tel accident s'appelle l’explosion thermique du réacteur [9]. Le développement d’un accident pareil est possible à la défaillance des systèmes de sécurité de la suralimentation du II-ème contour, du système de refroidissement du réacteur, des défaillances du système de dépressurisation, ainsi que de toutes les soupapes du blocage et du système de l'arrêt d'urgence du réacteur.

         Nous entendons par le risque (dans le cas présent, à l'exploitation de la centrale nucléaire) la probabilité de l’apparition pendant le temps t = 1 an de l’événement accidentel lors duquel se passe la fusion de sa zone active. Le risque peut être mesuré par le nombre d’accidents (des catastrophes) pendant le temps (Н, 1/an) ou par la probabilité de l'apparition de l'accident F (t) pendant le temps t.

         Nous entendons par la viabilité de la centrale nucléaire la propriété du système d’assurance de sécurité de résister aux perturbations qui peuvent amener aux accidents ou aux catastrophes.

         Pour l'équipement de la centrale nucléaire, le compte du paramètre de la viabilité aux perturbations intérieures et extérieures est effectué à l'aide du principe d’une défaillance unitaire [10]. Ce principe consiste en ce qu'on analyse les conséquences de l’arrêt d'urgence de n'importe quel élément et de la défaillance accidentelle de n'importe quelle partie du système qui apparaît simultanément avec celle-ci. Cet événement complexe ne doit pas influencer la sécurité et le fonctionnement normal de la centrale nucléaire. Donc, à l'étape actuelle du développement de la technique et de la technologie, il faut élaborer des projets de centrales nucléaires de la manière que la fréquence de la coincidence dans l'espace et dans le temps de deux défaillances indépendantes (des erreurs) dans le système n'amène pas aux accidents ou aux catastrophes.

         On peut estimer la viabilité de la centrale nucléaire par la formule:

où - la fréquence de l'apparition des défaillances ou des erreurs du personnel dans les                   parties diverses du système;
        - les intervalles du temps entre les diagnostics des éléments examinés du système.

         D’après les recommandations de AIEA, le risque acceptable de la pollution à grande échelle de l'environnement par les radionucléides à la suite de l'accident à la centrale nucléaire ou à une autre installation nucléaire ne doit pas excéder la probabilité de 1^.10^-6 pendant une année. En France, le risque lié à l'exploitation du réacteur de la centrale nucléaire, est reconnu acceptable seulement après qu’on prouve que la probabilité de l'accident sur ce réacteur pendant une année ne dépasse pas les valeurs ou 1/an.

         On peut expliquer le sens physique de la valeur comme il suit. Si on a N = 10000000 réacteurs du même type atomiques sous la surveillance pendant le temps t = 1 an, on admet, d'après les statistiques, un accident (n = 1) pendant une année sur un des réacteurs atomiques qui se trouvent sous la surveillance, c'est-à-dire

         La tâche de l’assurance de la sécurité de la centrale nucléaire consiste à définir à quel niveau de la sécurité la centrale nucléaire concrète fonctionne. Il faut définir ce niveau et s’il ne correspond pas à celui réglé, il faut prendre des mesures à l’heure avec les dépenses minimales.

         Pour résoudre des tâches pareilles, il est rationnel d’utiliser des procès accidentels de Маrkov avec le nombre discontinu d’états et le temps continu.

         À la rédaction du modèle mathématique qui décrit le procès de l'apparition de l'accident à la centrale nucléaire, nous acceptons une série d'admissions et de positions:

         - état de défaillance du système de refroidissement d'avarie, de l'armature de             barrage et des moyens divers de la protection qui se trouvent "au régime             d’attente" est détecté seulement à la suite du diagnostic ou après l'étude de la             сause de l'accident, les experts détectent l’état de défaillance des moyens de la             protection;
         - les contrôles des systèmes des protections se trouvant "au régime d’attente" sont             absolument sûrs;
         - après chaque défaillance des systèmes examinés, leur état de défaillance est             détecté et l'état opérationnel se rétablit entièrement, (le système travaille comme             tout neuf);
         - à l'exploitation, la personne prend des décisions incorrectes à la suite des             endommagements des appareils enregistrant sur le pupitre de commande, en             fonction des indications de ces appareils, l'opérateur prend la décision.

BIBLIOGRAPHIE


1. http://www.bellona.org/ru/index.html. Основные проблемы и состояние безопасности предприятий фдерного топливного цикла. Сайт экологического объединения "Беллона"

2. Новиков И.И., Кружилин Г.Н. Уроки аварии реактора PWR на АЭС Три-Майл-Айленд в США в 1979 г. – Электрические станции, 1999, №6, с.29-35.

3. Ваганов П.А. Ядерный риск: Учеб. пособие – СПб.: изд-во С-Петербург, ун-та, 1997 – 112 с.

4. http://www.energoatom.kiev.ua/ua/financial/res2007.htm. Итоги работы ГП НАЭК "Энергоатом" за 2007 г.

5. Концепція державної енергетичної політики України на період до 2020 року. Центр Розумкова. Національна безпека i оборона, 2001. - №2, с.2-33.

6. Швыряев Ю.В. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. - М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1992. - 265 с.

7. Руководство по проведению вероятностного анализа безопасности атомных станций: Отчет. - М.: МАГАТЭ, 1990.

8. Вероятностный анализ безопасности атомных станций: Учебное пособие/ В.В. Бегун, О.В.Горбунов, И.Н. Каденко и др. - К., 2000 - 568 с.

9. Маргулис У.Я. Атомная энергия и радиационная безопасность: 2-е изд. – М.: изд-во Энергоатомиздат, 1988 – 224 с.

10. Кужеков С.Л. Анализ надёжности схем резервного электроснабжения С.Н. напряжением 6 кВ блочной ТЭС // Электрические станции, 2003. - №1. - с. 42-46.

11. Белов С.В. Безопасность жизнедеятельности: Учебник для вузов. - М.: Высшая школа, 1999. - 448 с.

12. Ковалёв А.П. О проблемах оценки безопасности технологических объектов топливно-энергетического комплекса Украины.// Наукові праці Донецького національного технічного університету. Серія: "Электротехніка і енергетика", випуск 79: Донецьк: ДонНТУ, 2004.- с. 111-118.