jaderných zařízeni
IAEA-TECDOC-778
A n a l ý z a E>ozálarrx51.rxo r i z i k a j aciesrrxýcsrx elektлегaxren s r e a k t o r y WER. Zpráva mimorozpočtového programu Mezinárodní agentury pro atomovou energii (MAAE) o bezpečnosti jaderných elektráren s reaktory W E R
Mezinárodní agentura pro atomovou energii prosinec 1994
Původní edice tohoto dokumentu v MAAE: Safety Assessment Section International Atomic Energy Agency Wagramerstrasse 5 P.O. Box 100 A-1400 Vienna, Austria Mezinárodní agentura pro atomovou energii nearchivuje materiály zpráv z této edice. Mikrofiše těchto zpráv však lze získat v INIS Clearinghouse MAAE na výše uvedené adrese. Současně s objednávkou je třeba zaplatit 100 rakouských šilinků šekem nebo poukázkou mikrofišové služby, která může být odeslána odděleně od objednávky zaslané INIS Clearinghouse.
Bezpečnost jaderných zařízení 4/95 ÚVTEI 77 026 ANALÝZA POŽÁRNÍHO RIZIKA JADERNÝCH ELEKTRÁREN S REAKTORY W E R Zpráva mimorozpočtového programu MAAE o bezpečnosti jaderných elektráren s reaktory W E R Z anglického originálu "Fire hazard analysis for WWER nuclear power plants" přeložilo Sdružení požárního a bezpečnostního inženýrství se sídlem na Vysoké škole báňské, Technické univerzitě v Ostravě Ediční řadu "Bezpečnost jaderných zařízení" řídí úsek hlavního inspektora Státního úřadu pro jadernou bezpečnost Vydal Státní úřad pro jadernou bezpečnost v nakladatelství NUKLIN v Ústavu jaderných informací, 156 16 Praha - Zbraslav První vydání Náklad 500 výtisků Účelová publikace 1995 019 39
Д? £• е clíti 1 га v a. Mezinárodní agentura pro atomovou energii (MAAE) zahájila v roce 1990 program pomoci zemím východní Evropy a bývalého Sovětského svazu při hodnocení bezpečnosti jejich jaderných elektráren první generace s reaktory WER-440/230. Program byl v roce 1992 rozšířen o jaderné elektrárny s reaktory RBMK a WER-1000, které jsou v provozu i ve výstavbě. Hlavními cíli programu bylo stanovení hlavních hledisek zaměřených na bezpečnost projektu a provozu, získání mezinárodního konsenzu o prioritách pro zvýšení úrovně bezpečnosti a poskytnutí pomoci při realizaci těchto úkolů. Program je mimorozpočtový a je závislý na příspěvcích členských států MAAE. Tato zpráva předkládá přehled různých postupů použitelných při realizaci analýzy požárního rizika pomocí kvalitativních kritérií, kvantitativních metod s různými cíli a detailně rozebírá zjednodušenou metodu založenou na pojetí podrobné prohlídky, která by mohla být použita v jaderných elektrárnách projektovaných bývalým Sovětským svazem. Tato metoda, která je alternativním přístupem к PSA (pravděpodobnostní hodnocení požární bezpečnosti), je založena na využití kontrolních záznamů a vyhledávacích tabulek a má přednost před programy výpočetní techniky. Maximálně využívá existující dokumentaci jaderných elektráren, organizační (administrativní) programy a modely PSA (existují-li). Jejím cílem není identifikace vlivů vedoucích к tavení aktivní zóny jaderných elektráren a také se nejedná o samotné PSA. Zhodnocení může být založeno na specifickém PSA provozu nebo na analýze bezpečného odstavení reaktoru. Provoz je analyzován bez ohledu na to, zda vyhoví nařízením. Pro ilustraci je přiložena ukázka některých tiskopisu a provozních listů.
3
Prezentovaná metodologie je odpovídajícím prostředkem к identifikování vzniku požáru a vyplývá ze specifického ohrožení provozu závažnými nehodami. Poskytuje účelný prostředek pro hodnocení různých požárů v provozu podle jejich rizika a je základem pro určeni nejdůležitějších zlepšení zaváděných v jaderných elektrárnách. Metodologie je hodnocena jako použitelná pro reaktory projektované v bývalém Sovětském svazu. Její využití je rozhodující pro účely definované výše. Některé aspekty však vyžadují další úvahy, kromě jiného další zdroje dat a kritéria prohlídky. Zpráva se také zabývá využitím výpočetní techniky pro hodnocení účinků požáru a šíření požáru v provozu elektrárny. Jsou stručně popsány některé postupy s využitím výpočetní techniky, od zjednodušených modelů až po komplexnější, které dovolí přesnější modelování, např. uspořádání komponentů v prostoru.
4
Obsah
1. Úvod 1.1 1.2 1.3 1.4
7 Podklady cíl Rozsah struktura
' 9 9 10
2. Metody analýz požárního rizika 2.1 Kvalitativní metoda 2.2 Kvantitativní metoda 2.3 Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti (PSA) při analýze požárního rizika 3. Popis zjednodušené metody hodnocení požárního rizika 3.1 úvod 3.2 Požadavky na informace 3.3 Kvalitativní analýza 3.4 Kvantitativní analýza 3.5 Hodnocení potenciálního poškození prvků požárem 3.6 Realizace metody hodnocení požárního rizika 3.7 Pochůzky a ověřování 4. Aplikace metody FIVE na sovětské reaktory 4.1 Databáze požárních událostí 4.2 Organizační postupy 4.3 Nepoužitelnost alternativního odstavení 4.4 Požární přepážky 4.5 Spolehlivost elektrické požární signalizace a požárně bezpečnostních zařízení 4.6 Kritéria předběžného hodnocení 4.7 Podmínky bezpečného odstavení 4.8 Lokalizované požáry 4.9 Kvalifikace kabelu 5. Analýzy pomocí výpočetní techniky 5.1 COMPBRN IIIE 5.2 HAZARD I 5.3 VESTA-Plus 5.4 MAGIC Definice
ц •,, 12
12 13 .. 15 16 17
33 34 35
35 36 36
37 37
37 38 38 39 39 40 ]л 41 41 42 ._ 43 47
Příloha: Vzor tiskopisů metody FIVE Odkazy
53
Autoři návrhů a revizí
54
5
1.1 Podklady Předpis (Bezpečnostní série č. 50-C-D Rev. 1) v rámci programu MAAE nazvaný Normy jaderné bezpečnosti (NUSS) zdůrazňuje nutnost existence ochranných opatření, která jsou důležitá pro bezpečnost před požáry uvnitř i vně jaderné elektrárny. Zkušenosti posledních dvou desetiletí s provozem jaderných elektráren a moderní analytické metody potvrzují, že se požár může stát skutečnou hrozbou pro jadernou bezpečnost a měla by mu být věnována adekvátní pozornost od počátku, tj. od zpracování projektu po celou dobu provozu jaderné elektrárny. Je známo, že účinná požární ochrana vyžaduje mnoho prvků, které musejí být zapracovány do rozsáhlého programu požární ochrany. Tyto požadavky zahrnují minimálně organizaci požární ochrany, postupy administrativní kontroly, program požární prevence, vyčerpávající analýzu požárního rizika, opatření pasivní požární ochrany, instalaci spolehlivých a účinných systémů a požárně bezpečnostních zařízení požární detekce a hašení; pravidelné kontroly, údržbu a testování všech instalovaných zařízení požární ochrany (pasivních i aktivních), program zajištění kvality, specifická opatření zaměřená na bezpečnost personálu (včetně oznámení mimořádných událostí, způsobů evakuace a prostředků bezpečné evakuace) a manuální zdolávání požáru. Analýza požárního rizika, jako prvek programu požární ochrany, má za cíl stanovit podmínky к dosažení bezpečného odstavení reaktoru a minimalizovat únik radioaktivity v případě požáru.
7
Analýza požárního rizika by měla být provedena před zavezením paliva a během provozu ověřována a aktualizována. Mělo by být zjištěno, zda jsou prostředky a provedení hlavního projektu adekvátní při zavádění ochranných funkcí a kvantifikaci relativního nebezpečí. Analýza požárního rizika byla určena jako obecně použitelná část bezpečnosti v rámci mimorozpočtového programu MAAE pro reaktory WER-440/230. Projekt byl uveden do činnosti s cílem připravit zprávu o dostupných metodách pro zpracováni analýzy požárního rizika a doporučení, která mají být aplikována v jaderných elektrárnách s reaktory WER-440/230. Vedle metod, které jsou vhodné к identifikaci požárem vyvolaného poškození prvků, byly schvalovacími orgány doporučeny postupy založené na PSA, které jsou schopné hodnotit vznik, šíření a likvidaci požárů, poškození zařízení a kombinace poškození, které mohou způsobit nehody a taveni aktivní zóny. Tyto postupy mohou být také použity ke stanovení četnosti požárů. Byly také vyvinuty zjednodušené metody pro průmyslové využití, které jsou jednodušší a levnější, i když teprve v roce 1994 byly předloženy schvalovacím orgánům к odsouhlasení. Výzkumný ústav pro elektrickou energii (EPRI) v USA zvolil FIVE (Fire Induced Vulnerability Evaluation) - metodu zhodnocení požárem vyvolaného poškození pro analýzu požárního rizika jako vhodnou к aplikaci pro provozy projektované podle náhradních norem, aby tak klasifikoval ohrožení požárem a vyzdvihl význam zlepšení provozu. Tento závěr vychází z aplikace pro jaderné elektrárny vybavené reaktorem WER-440/230 a také z technického hodnocení konzultantů MAAE.
8
Taková metoda je alternativou к postupu PSA a je založena na využití kontrolních záznamů a tabulek a má přednost před programy s využitím výpočetní techniky, což skýtá maximální výhody, nebo€ může být použita existující provozní dokumentace, administrativní programy a provozní modely PSA. Záměrem není identifikace následků vedoucích к taveni aktivní zóny reaktoru a také se nejedná o samotné PSA. Může být založena na specifickém pravděpodobnostním hodnocení bezpečnosti nebo na analýze bezpečného odstavení reaktoru. Provoz je analyzován bez ohledu na to, zda vyhoví nařízením. Tato zpráva o analýze požárního rizika byla sestavena INITEC a revidována na setkání konzultantů ve Vídni ve dnech 22. až 24. září 1993. 1.2 Cíl Cílem technické dokumentace je shrnout poslední stav metod, kterými je možno provést analýzu požárního rizika a prezentovat zjednodušenou metodu a hodnocení její použitelnosti na reaktory navržené bývalým Sovětským svazem. Metoda předložená v této zprávě se používá к identifikaci poškození prvků požárem způsobeného při vážných nehodách a poskytuje prostředek к hodnocení různých požárů v provozu elektrárny podle jejich závažnosti, i technický základ pro formulaci zlepšení zaváděných v jaderných elektrárnách. 1.3 Rozsah Analýza požárního rizika zahrnuje tyto požadavky: 1. Zvážení velikosti stálého a přechodného požárního rizika 2. Stanovení účinků požáru v libovolném místě na schopnost bezpečného odstavení reaktoru nebo na minimalizaci a kontrolu úniku radioaktivity do okolního prostředí
9
3. Specifikaci požadavků na požární prevenci, detekci požáru, likvidaci požáru, lokalizaci požáru a schopnost alternativního odstavení, jak je požadováno pro každou požární buňku nebo požární úsek. Stanovení vlivu požáru definovaného v bodě 2. na schopnost odstevení reaktoru vyžaduje použití kvantiťikačních metod pro určení rizika tavení aktivní zóny v případě vnitřního požáru a také následků šíření požáru v libovolném místě elektrárny pomocí modelů, které řeší šíření požáru. 1.4 Struktura Tato zpráva má pět kapitol. První kapitola obsahuje přehled různých metod vhodných к provedení analýzy požárního rizika. Druhá kapitola uvádí kvalitativní kritéria a kvantitativní metody různého použití. Třetí kapitola prezentuje zjednodušenou metodu založenou na principu prohlídky, která se zaměřuje na následující faktory: - identifikace bezpečnostního zařízení v požární buňce a požárním úseku - četnost požárů - nedostupnost náhradních cest odstavení - množství hořlavých látek - odezva systémů požární ochrany - možnost zvýšení teploty bezpečnostního zařízení na kritické hodnoty. Ve čtvrté kapitole je zhodnocena metoda navržená pro sovětské reaktory. Byla potvrzena její použitelnost pro definované účely. Některé údaje (např. o zdrojích a kritéria prohlídky) vyžadují další posouzení. Pátá kapitola pojednává o řešení účinků požáru a jeho šíření v různých místech elektrárny s využitím výpočetní techniky. Některé postupy jsou stručně popsány od zjednodušených modelů po komplexnější, které umožňují přesnější modelování geometrie buněk. 10
2 . M e t o d y
eirxal^z p o z á r n i h o
r i z i k a
Poté, co došlo 22. března 1975 к požáru v jaderné elektrárně Browns-Ferry v USA, byly vytyčeny nové požadavky na požární bezpečnost pro jadernou energetiku. Po roce 1975 začaly některé země provádět analýzy požárního rizika na předprovozním stupni a jejich aktualizaci s ohledem na změny ve výstavbě elektráren. Cílem této analýzy bylo dokumentovat adekvátnost požárního zabezpečení jaderné elektrárny včetně identifikace rizik a ochranných systémů. Původním záměrem těchto analýz bylo konzervativní a subjektivní hodnocení požárního rizika při ověřování shody s požadavky dozoru a aplikace inženýrského posudku. Dozorčí orgány zatím stanovily nové požadavky na základě kvantifikace rizika vyvolaného požárem. Dozorčími orgány byly například schváleny postupy pravděpodobnostní analýzy bezpečnosti (PSA). Bylo dosaženo závěru, že současné metody PSA nejsou ani tak náročné jako metody používané pro vnitřní události PSA a že jaderné elektrárny vyvinuly značné úsilí při stanovení analýz a modifikací provozů ve snaze zvýšit jejich požární zabezpečení podle rostoucích požadavku na požární ochranu. V průmyslu byly vyvinuty nákladnější a účinnější metody hodnocení než alternativní metody к PSA. 2.1 Kvalitativní metoda Analýza požárního rizika vychází z existence požárně důležitých informací, jakými jsou umístění a způsob technického řešení. Dále se jedná o výkresy, seznam zařízení, kabelů a přístrojů, údaje o požárních úsecích, množství hořlavých látek, aktivní a pasivní opatření požární ochrany i výsledky hodnocení na základě prohlídky. I když je tento úkol součástí každé analýzy požárního rizika bez ohledu na použitou metodu, může být ověřeno, zda vše vyhovuje aplikovatelným kritériím. К ověření, zda jsou plněna
11
aplikovaná kritéria, může být použit inženýrský posudek vypracovaný na základe konzervativního a subjektivního hodnocení, poskytujícího kvalitativní pohled na požární riziko. Na základe táchto kvantitativních podkladu pak mohou být doporučena zlepšení. 2.2 Kvantitativní metoda Kvantifikace následků požáru v jaderné elektrárně má dvojí význam; za prvé zahrnuje hodnocení rozvoje požáru, určení jeho účinku na technické a stavební uspořádání (např. bezpečnostní systémy a přepážky) a za druhé požaduje hodnocení vlivu požáru na schopnost provozu dosáhnout bezpečného odstavení. První aspekt vyžaduje aplikaci modelování požáru bud" béžnými výpočty, nebo s využitím výpočetní techniky. Druhý aspekt hodnocení vlivu požáru na bezpečnost provozu - zahrnuje metody založené na PSA. Ve třetí kapitole je popsán zjednodušený a účinný postup založený na PSA sloužící к hodnocení zranitelnosti provozu účinky požáru. Zahrnuje modely běžného výpočtu pro simulování rozvoje požáru v provozu, včetně metody identifikace zranitelnosti provozu požárem. 2.3 Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti (PSA) při analýze požárního rizika V této části jsou shrnuty základní kroky PSA pro hodnocení požárního rizika v provozu. Metody použité pro analýzu následku potenciální nehody včetně požáru sestávají z následujících kroků: - identifikace kritických míst, kde mohou požáry způsobit vznik události a/nebo selháni redundantních bezpečnostních funkcí nebo znemožnit činnost několikanásobnou poruchou vyřazených redundantních a na jiném principu založených zálohových bezpečnostních zařízení
12
- výpočet četnosti požárů v těchto identifikovaných oblastech - výpočet rozvoje požáru a vliv činnosti detekce a represivního zajištění - zhodnocení účinků požáru a jeho následného Síření na vznikajících událostech/ např. různé druhy nehod se ztrátou chladicí směsi a přechodovými provozními stavy - hodnoceni účinků těchto variant požáru vzhledem к možným následkům na rozvoji nehody, jak je definováno pomocí rozvoje události, které odpovídají událostem začínajícím požárem - odhad účinku požáru při obnově činnosti - odhad četností různých stavů poškozeni provozu způsobených požárem (např. četnost tavení aktivní zóny) Při postupném provedení těchto šesti hlavních kroků požadovaných pro stanovení četností stavů poškození provozu způsobených požárem je zvažována možnost vzniku požáru, skutečné účinky požáru a odezvy zařízení jaderné elektrárny. Rozhodující je skutečnost, že je odezva zařízení ovlivněna nejen komponenty poškozenými požárem, ale také komponenty, jež se stávají nedostupnými z jiných příčin (např. náhodné výpadky, údržba a vliv hašení požáru).
3 3?e>ip:Ls z j e d n o d u š e n é m e t o d y h o d n o c e n i p o ž á r n í h o r i z i k a Metoda hodnocení zranitelnosti komponent požárem (FIVE) byla vyvinuta v USA Výzkumným ústavem pro elektrickou energii (EPRI) za sponzorství Rady pro využití jaderných zdrojů (NUMARC) jako alternativa PSA, která také hodnotí možnosti poškození jaderné elektrárny požárem iniciovanými událostmi.
13
3.1 Úvod Zjednodušená metoda zde uvedená je technikou prohlídky a je založena na konzervativních předpokladech využívajících průmyslových a/nebo provozních specifických údajů pro hodnocení možnosti poškození požárem. Hlavním cílem je určit použitelnost vhodného zařízení provozu včetně kabeláže a komponentu к dosaženi a udržováni bezpečného a trvalého odstavení reaktoru, a tím zabránit tavení aktivní zóny jako výsledku požární události. Metoda zvažuje všechny úseky provozu a zaměřuje se na použitelnost zařízení pro bezpečné odstavení, které zůstává požárem nepoškozeno. Analýzy bezpečného odstavení jsou základem pro určení minimálních sestav zařízení nutných к zajištění možnosti bezpečného odstavení reaktoru a jeho udržování ve stabilizovaném stavu. Podmínky, jakými je ztráta napájení z vnější sítě, nesmějí být zaváděny uměle. Je však nutné zvažovat podle míry pravděpodobnosti jejich možný výskyt. Cílem metody je studovat provoz tak, jak byl skutečně vybudován. Výjimky vzhledem к dozorčím orgánům, které mohou vést ke vzniku možnosti poškození, musejí být zahrnuty do analýzy skutečného stavu. Metoda určuje dosažitelnost zařízení elektrárny zhodnocením kombinace událostí, které vedou к poškození požárem a ke ztrátě funkce bezpečného odstavení. Využívá progresivní metody prohlídky založené na stanovení: - četnosti vzniku požáru ve specifických oblastech provozu (např. spolu s umístěním a požárním zatížením) - použitelnost redundantních nebo alternativních systémů bezpečného odstavení - pravděpodobnosti soustředění dostatečného množství hořlavých látek (kritické požární zatížení), která mohou způsobit poškození systémů bezpečného odstavení - účinnost automatického a/nebo manuálního způsobu hašení.
14
3.2 Požadavky na informace Při aplikování metody FIVE by mělo být shromážděno maximální množství specifických informací o provozu. Protože je metoda FIVE flexibilní a poskytuje chybové hodnoty, modely a předpoklady, budou informace pro některé položky přesnější nebo budou nahrazeny obecnými úvahami. Nedostatek informací může anebo nemusí znemožnit analýzu požárního rizika v závislosti na jejich důležitosti (pak by však byla analýza zpožděna a výsledky by byly ovlivněny). Pro jednotlivé prostory elektrárny nejsou potřebné všechny informace. Nejpřesnější informace bude vyžadována pro ty buňky, které jsou analyzovány detailněji (jsou to ty, které zahrnují vyšší riziko). Ne všechny informace musí být shromažďovány při prvém hodnocení. Studie může začít se základními informacemi, které budou doplněny po získání předběžných výsledků a když to modely vyžadují. Zdroje informací a použitelnost by měly být určeny již na počátku analýzy. Klíčové informace jsou následující: -
-
identifikace požárních úseků v půdorysu objektů identifikace požárních buněk v půdorysu objektů identifikace požárních přepážek a jejich požární odolnost postupy při mimořádných událostech v provozu, postupy bezpečného odstavení, analýza bezpečného odstavení provozu, identifikování systémů, zařízení a komponentů nutných к zajištění podmínek bezpečného odstavení obsah úseků nebo buněk, zejména systémy a komponenty bezpečného odstavení zdroje iniciace, umístění a charakteristiky možnost alternativního odstavení, případně model PSA provozu parametry buněk (včetně průchodů) požární zatížení, jeho rozložení v buňkách a jeho charakteristika (stálé a předpokládané přechodné požární zatížení)
15
- komponenty bezpečného odstavení, jejich umístění v buňkách a charakteristiky (teplota poškození atd.) - Systémy elektrické požární signalizace a hasicího zařízení, umístění v buňkách a jejich charakteristiky (použitelnost, doba reakce atd.) - schopnost manuálního hašení požáru - postupy požární ochrany, kontrola a údržba - způsob výcviku a vybavení požární jednotky - statistika provozu o požární ochraně a požárních událostech. 3.3 Kvalitativní analýza Kvalitativní analýza poskytuje metodu pro provádění prohlídky buněk v elektrárně, jejíž ztráta zapříčiněná požárem nebude vytvářet přechodné stavy nebo nebude mít vliv na zajištění a udržení bezpečného odstavení, bez použití pravděpodobnostních úvah. Za předpokladu, že požár vznikne v daném úseku a že nelze použít obvyklý způsob alternativního odstavení, může být úsek prohlídnut, (aniž by byla požadována další analýza) za předpokladu, že: - v úseku není žádné zařízení pro bezpečnou odstávku - při požární události v daném úseku nevzniká požadavek na odstavení provozu. Požadavek na odstávku má být chápán jako požadavek na havarijní odstavení zařízení nebo bezpečné odstavení provozu (prostřednictvím technických specifikací nebo provozními podmínkami zařízení) do osmi hodin od vzniku události. Po provedené prohlídce úseků, které vyhovují výše uvedeným kritériím, může být sestavena podobná studie pro prohlídku nevýznamných buněk uvnitř zbývajících úseků. Celkově tedy může být buňka prohlížena a nevyžaduje se pro to žádná další analýza za předpokladu, že hranice buňky jsou ověřeny na požární odolnost za určitých kritérií a že buňka opět:
16
- neobsahuje zařízení potřebné pro odstávku - nevytvoří potřebu odstávky v případe požáru. Pokud mohou být všechny buňky v tutéž dobu ohroženy požárem, musejí být pro další analýzu spojeny a považovány za samostatnou buňku. Tato fáze je prováděna v následujících krocích: 1. Identifikace systémů včetně kabelových tras
bezpečného
odstavení provozu,
2. Identifikace požárních úseků a požárních buněk 3. Prohlídka odstávku
požárního
úseku
a
systémů pro bezpečnou
4. Zhodnocení požárního úseku z hlediska bezpečné odstávky 5. Analýza vzájemného vlivu požárních buněk 3.4 Kvantitativní analýza Ve fázi II jsou provedeny analýzy jednotlivých buněk ve dvou hlavních stupních. V prvním stupni se předpokládá, že požár v buňce vede ke ztrátě funkčnosti všech zařízení nezbytných pro odstavení. Odstavení je možno dosáhnout alternativním způsobem odstávky a je třeba odhadnout nepoužitelnost takových systémů. Ve druhém stupni jsou prováděny výpočty, jejichž cílem je zjistit, zda požár ovlivní komponenty v každé významné buňce. To vyžaduje definování požárního zatížení a požárních komponentu, které mohou být poškozeny, modelování mechanismů sdílení tepla, stanovení pravděpodobnosti jejich kritičnosti ve vztahu к požárnímu zatížení v buňce a hodnocení nepoužitelnosti systémů požární represe a/nebo efektivnost manuálního způsobu hašení.
17
Celková kritéria kvantitativní prohlídky jsou stanovena jako četnost ztráty funkceschopnosti komponentů pro bezpečnou odstávku v buňce v důsledku požáru s četností menší než 10"6.reaktor-1.rok-1. Celková četnost F 3 vzniku požáru a způsobení ztráty funkce bezpečné odstávky je vypočtena pomocí následujícího výrazu: /=3 = Fi Рг Рз = Fi Рг(Р/+ Pi) = FA Рг (Plst + Píst-U.P.W)
(1)
kde j e : F-L - četnost iniciace požáru P 2 - nepoužitelnost alternativního způsobu bezpečného odstavení P f - pravděpodobnost poškození, které může být způsobeno stálým požárním zatížením (včetně požární represe) P^. - pravděpodobnost poškození, které může být způsobeno přechodným požárním zatížením (včetně požární represe) p fsf- ne P ou žitelnost automatického nebo manuálního zásahu pro stálé požární zatížení, za předpokladu jeho kritické hodnoty (jinak PfSf = 0) P f s t - nepoužitelnost automatického nebo manuálního zásahu pro přechodné požární zatížení, za předpokladu podkritické hodnoty stálého požárního zatížení (jinak Pf s t = 0) U - pravděpodobnost umístění přechodného požárního zatížení v dosahu komponentu P - pravděpodobnost přechodného výskytu nechráněných hořlavých látek W - (x/2).ln (1/x), kde x = F c c l /F w (nebo zjednodušeně W = x) F ccl~ četnost přechodného požárního zatížení v kritické hodnotě F w - četnost kontroly (četnost plánovaných prověrek požárního zatížení v dané buňce) Buňky, které nebyly postupně kontrolovány výše uvedeným způsobem, jsou hodnoceny na potenciální ohrožení požárem s ohledem na následující hlediska:
18
- Posouzení vhodnosti existujícího uspořádání - Další zhodnocení dané požární buňky pomocí detailnější analýzy - Zhodnocení potřeby zavedení administrativní změny nebo změny v technickém zařízení. Stupeň 1
Četnost
zdroje
iniciace
Obecně použitelná databáze četnosti zdroje iniciace je poskytnuta metodou FIVE [3] na základě zkušeností získaných při požárech v různých jaderných elektrárnách vybavených lehkovodními reaktory. Za účelem adaptace těchto statistických hodnot na určité jaderné elektrárny mohou být použity hmotnostní faktory, které závisejí na konfiguraci daného provozu. Hodnoty četnosti pažáru závisejí na typu a množství iniciačních zdrojů požáru v každé buňce. Ty se mohou lišit podle povahy, jako např. izolace kabelů (PVC), rozvaděče, čerpadla, oleje nebo transformátory. Hmotnostní faktory doporučené v [3] uvádějí souhrn funkcí v některých komponentech s ohledem na referenční projekt. Údaj o četnosti zdroje iniciace potřebuje odrážet skutečné zkušenosti požárů v elektrárně. Existuje-li spolehlivá databáze pro určitý typ elektrárny, pak údaje o četnosti zdroje iniciace podle [3] mohou být buď opatřeny dodatkem, nebo nahrazeny údaji o četnosti určitého zdroje iniciace pro provoz nebo projekt. V metodě uvedené v [3] v úvahu, když:
nejsou lokalizované požáry
vzaty
- j e nepravděpodobné, aby se horká vrstva plynů vytvořila ve většině prostorů lokalizování požáru, kde mohou být poškozeny kabely - velké
procento
předchozích
19
lokalizovaných
požáru
představovalo požáry chladivá hlavních cirkulačních čerpadel, které v budoucnu pravděpodobně nevzniknou díky zlepšení systémů sběru oleje. Jako výsledek je získána hodnota četnosti zdroje iniciace (rok-1) pro každou buňku. Je-li tato hodnota menší nebo rovna 10~ 6 , pak může být buňka zkontrolována a dále není třeba žádné další analýzy.
Nepoužitelnost
alternativních
způsobů
odstávky
Předpokládá se, že v dané variantě pro výpočet pravděpodobnosti, kdy nedojde к odstávce, jsou všechna zařízení potřebná pro odstávku v dané buňce vyřazena požárem z činnosti. Je nutné zajistit detailní informace o komponentech, systémech a postupech к dosažení bezpečné odstávky, jejich nepoužitelnosti a o změnách postupů a hodnot nepoužitelnosti při ztrátě některého komponentu (poškozeného požárem v dané buňce). Tato informace by mohla být získána z PSA elektrárny první úrovně. Způsob výpočtu hodnoty a posouzení přijatých hypotéz musejí být dokumentovány jako součást kvantifikace požárního rizika. Společné redundantní a alternativní způsoby odstávky mohou být uvedeny jako výsledek nepoužitelnosti za předpokladu, že jsou tyto způsoby zcela nezávislé. V tomto bodě musí být četnost zdroje iniciace hodnota F^ násobena nepoužitelností alternativní odstávky P 2 , aby pro každou buňku získala hodnotu četnosti (rok -1 ), která vyjadřuje pravděpodobnost, že zkoušená bezpečná odstávka bude neúspěšná z důvodu požáru v buňce. Je-li hodnota menší nebo rovna 10~6.rok-1, může být buňka zkontrolována a není třeba dalšího hodnocení. Pro zbývající buňky jsou nutné detailnější studie, které musejí být provedeny v následujících stupních.
20
Stupeň 2 V tomto stupni je P 3 hodnoceno jako součet dvou faktoru, které berou v úvahu eventuální poškozeni z důvodu buď stálého nebo přechodného požárního zatížení: p
3 = pf
+ p
tc-
Dále se již nepředpokládá, že požár v dané buňce vyřadí celé zařízení odstávky. Místo toho je učiněna detailní, avšak konzervativní analýza šíření požáru a přenosu tepla. К určení pravděpodobnosti kritického požárního zatížení v požární buňce jsou nutné následující informace o: - geometrii buňky - zdrojích iniciace (rychlost uvolňování tepla, množství a místo) - komponentech (jejich významu, rozmístění a teplotě, za které dojde к poškození) - systémech požární represe, existují-li (manuálních nebo automatických: doba detekce, účinnost, zpoždění, nepoužitelnost údajů). Jednoduché výpočetní prostředky založené na fyzikálních modelech mohou být použity к hodnocení účinků požáru: nárůst teploty ohrožených komponentů, požární zatížení potřebné к jejich zahřátí na teplotu poškození (kritické požární zatížení) a doba, po které bude dosaženo teploty, při které dojde к jejich poškození. Je prověřováno stálé požární zatížení, aby bylo možno určit, zda je přítomno takové množství materiálu, které by mohlo poškodit komponent. Není-li, pak je určena hodnota přechodného požárního zatížení, za které může dojít к poškození komponentu. Je-li již tato hodnota jednou určena, pak je hodnocena pravděpodobnost U v prostoru, kde může dojít к poškození. Rovněž je hodnocena pravděpodobnost P nalezení materiálu v exponovaných podmínkách, četnost F c c ^ mající toto
21
kritické požární zatížení v buňce přechodné požární zatížení.
a četnost F w
kontroly pro
Také je hodnocen požární zásah, provedený před poškozením komponentu, v místech se stálým a přechodným požárním zatížením. Jsou použity zjednodušené postupy modelování sloužící к určení, zda může metoda represe (automatická a manuální) působit před kritickým poškozením komponentu. Jestliže začne automatický systém pracovat včas, předpokládá se, že ochladí buňku a zabrání poškození komponentu. Nepoužitelnost P a s systémů automatického hašení je určena údaji z databáze pro nepoužitelnost systému požární represe.
Základy
a předpoklady
hodnocení
požárního
rizika
Hodnocení požárního rizika, popsaného v [3], je navrženo pro konzervativní odhad množství typických hořlavých látek v buňce potřebných ke zvýšení teploty v místě nejcitlivěji reagujícího komponentu bezpečné odstávky na kritickou teplotu selhání. Konzervativně se předpokládá, že je-li jednou dosaženo teploty poruchy na komponentu, ztratí se jeho funkce. Tyto postupy jsou založeny na současných metodách modelování požáru a korelacích dynamiky požáru, které se používají v průmyslu. Jsou to tytéž základní vzájemné vztahy, které se používají jako základ pro program COMPBRN IIIE vyvinutý za přispění EPRI na UCLA [6] s využitím konzervativnějších předpokladů pro zjednodušení a snížení počtu proměnných požadovaných pro výpočet. Byly sestaveny vyhledávací tabulky [3] sloužící к použití při kvantifikaci míry požární expozice na komponent v buňce. Omezená srovnání požárního modelu použitého při vývoji vyhledávacích tabulek z [3] oproti experimentálním údajům ukázala, že vyhledávací tabulky poskytují obecně konzervativní teploty požáru, i když je rozptyl asi 30°F (17°C) ve vyhledávacích tabulkách možný.
22
Obecně může být teplota 700°F (370°C) použita jako kritérium teploty poruchy pro kvalifikované kabely při hodnocení pomocí požárního modelování. Předpokládá se kritický tepelný tok 10 kw.m-2 pro zařízení vystavené radiačnímu toku, jako jsou rozvaděče, čerpadla, motory a výměníky tepla s vyšší tolerancí na zvýšenou teplotu okolí. Pro jiná zařízení a kabely mohou být prahové hodnoty tepelného poškození získány buď z Generic Letter 86-10 [8] nebo NUREG/CR-5546 [9], případně z jiných vhodných údajů požárních testů nebo údajů výrobce. Pro případy, kde nejsou známy prahové hodnoty teplot poškození zařízení, by měl být použit technický posudek к doplnění každého existujícího údaje. Logický výklad takového posudku by měl být uveden v dokumentaci jako součást analýzy požárního rizika. Hořlavé látky jsou hodnoceny na základě toho, zda jsou nebo nejsou normálně exponovány takovým způsobem, který umožňuje zapálení. Několik příkladů stálých hořlavých látek, u kterých se nepředpokládá expozice, představují kabely, které jsou uloženy v instalačním potrubí a chráněny na kabelových lávkách s pevnými dny a kryty. Ostatní zdroje stálých hořlavých látek, jako jsou hořlavé kapaliny v čerpadlech, které nejsou normálně považované za exponované hořlavé látky, budou považovány za exponované již při úniku z malé praskliny. Měla by být určena konzervativní velikost plochy rozlití s ohledem na množství hořlavé kapaliny v zařízení. Přechodně umístěné hořlavé látky je třeba považovat za exponované pouze v těch případech, kdy nejsou v době jejich výskytu v požární buňce skladovány ve vlastních kontejnerech. Postupy
požárního
modelováni
Metoda požární prohlídky který vyžaduje stanovení
je několikastupňovým postupem, spolehlivých variant požárů
23
a hodnocení rozmístění potenciálních komponent a zdrojů iniciace včetně vzájemné polohy mezi komponenty a zdroji iniciace. Jsou zvažovány tři základní varianty: - komponenty umístěné v zóně hoření nebo přímo nad zdrojem požáru - komponenty umístěné ve vrstvě horkých plynů mimo zónu hoření, pravděpodobně v podstropním výronu - komponenty umístěné vedle zdroje požáru, exponované tepelnou radiací Pro většinu prostorů je možná více než jedna varianta. Pro tyto situace je nutné povést několik analýz, aby bylo možno ohodnotit krajní možnosti poškození. Větší nebezpečí existuje pro komponenty, které se nacházejí ve vyšších polohách, kdy je komponent umístěn v zóně hoření, takže tato varianta bude vždy předmětem prohlídky. Komponenty umístěné poblíž podlahy, jako např. elektrické rozvaděče a vertikální kabelové lávky mohou být umístěny vedle předpokládaného požáru. Pro tyto varianty je vyžadováno hodnocení možnosti poškození tepelnou radiací. Maximum intenzity požáru musí být odhadnuto, pokud je komponent umístěn v zóně hoření nebo v oblasti stoupajících proudů plynu. Maximální teplota v zóně hoření nebo ve stoupajícím proudu plynů v místě komponentu je hodnocena na základě této intenzity. Přesáhne-li teplota zóny hoření nebo stoupajícího proudu plynů teplotu poškození komponentu, pak varianta, která je hodnocena, neprochází procesem základní prohlídky. Jinak se vypočítá rozdíl mezi teplotou v zóně hoření nebo stoupajícího proudu plynů a prahovou teplotou poškození. Celkově uvolněná energie potřebná ke zvýšení průměrné teploty vrstvy horkých plynů je potom odhadnuta a porovnána s celkovou energií uvolněnou při požáru. Je-li komponent umístěn mimo zónu hoření nebo stoupající proud spalin, je celkově uvolněná energie, potřebná ke zvýšení
24
průměrné teploty vrstvy horkých plynů poškození, odhadnuta. Toto množství s celkovou energií uvolněnou při požáru.
к prahové teplotě je pak porovnáno
Třetí varianta vyžaduje hodnocení r"3iačního toku od zdroje požáru a kritického tepelného toku ,ш komponent. To vyžaduje zhodnocení maximální intenzity požáru a odhad podílu tepelné radiace a vzdálenosti mezi místem požáru a komponentem. Aplikace metody požární prohlídky vyžaduje vytvoření účelně konzervativních odhadů pro následující parametry: -
umístění komponentů vzhledem к místu požáru prahové hodnoty poškození pro komponenty maximální intenzity požáru a celkově uvolněnou energii uzavřený prostor požáru a podílu ztrát tepla
Hodnocení odstavcích.
těchto
parametrů
je uvedeno v následujících
Metoda základní prohlídky zanedbává přechodné faktory šíření požáru, hranice zahřívání a zahřívání komponentu. Byla vyvinuta zjednodušená metoda konzervativního odhadu doby do kritického poškození a doby do uvedení požárních čidel (hlásičů) do činnosti [3]. Stupně
požáru
v uzavřeném
prostoru
Analýza požárů v uzavřeném čtyřech stupních:
prostoru může být prováděna ve
- perioda zóny hoření nebo stoupajícího proudu spalin (perioda I) - perioda nevétraného uzavřeného prostoru se zaplněním kouřem (perioda II) - perioda větrání před celkovým vzplanutím (perioda III) - perioda větrání po celkovém vzplanutí (perioda IV)
25
Pro úáely prohlídky budou určovány pouze první tři stupně, nebot čtvrtý stupen jasně představuje» významná ohroženi věech hořlavých látek v rámci uzavřeného prostoru.
Stanovení variant požáru Identifikace a umístěni komponentu a pravděpodobných zdrojů požáru týkající se komponentu v rámci významná požární buňky jsou prvními kroky v postupu prohlídky. Požáry po přechodnou dobu umístěných hořlavých látek mají stejnou pravděpodobnost výskytu kdekoliv v prostoru, zatímco u expozičních požáru zahrnující stálá hořlavá látky se předpokládá, že se objeví v místě stálých hořlavých látek. Nebezpečí je vétěí, vznikne-li požár přímo pod komponentem. Toto umístěni je hodnoceno pro varianty zahrnující expoziční požáry přechodně umístěných hořlavých látek. Pro stálé hořlavé látky je hodnoceno skutečné umístěni mezi zdrojem a komponentem, aby bylo možno stanovit, je-li komponent umístěn v oblasti zóny hořeni. Obecně nemůže být metoda prohlídky použita к analýze šíření požáru. Indikuje-li analýza prohlídky zapáleni prostřednictvím hořlavé látky, nemůže být kombinován účinek expozičního požáru a hořeni prostřednictvím hořlavé látky metodou prohlídky a je třeba detailnější analýzy. Metoda prohlídky může být použita к hodnocení kombinovaných účinků několika expozičních požáru na vzdálený komponent, jestliže mohou být několikanásobné zdroje požáru považovány za ekvivalentní jednoduchý zdroj.
Princip výpočtů Varianta umístění komponentu v zóně hoření nebo ve stoupajícím proudu spalin a varianta působení radiačního toku vyžadují odhad maximální intenzity expozičního požáru. Rychlost šíření požáru závisí na několika proménných, včetně
26
rozmístění hořlavých látek, a způsobu zapálení. Přes jeho neurčitosti je však možné odhadnout maximální hodnoty uvolňování tepla pro reprezentativní expoziční požár hořlavých látek•
Odhady intenzity požáru mohou být založeny buď na přímém méření rychlosti hoření podobných rozsáhlých uspořádání hořlavých látek, nebo na extrapolaci menšího množství údajů získaných při simulovaných podmínkách tepelnou expozicí. Tyto odhady jsou obecné získány výpočtem hodnoty maxima rychlosti uvolňování tepla jako: Qpoek = q.As
kde q a
As
(2)
= odpovídající měrná rychlost uvolňování tepla spojená s plné zahrnutými podmínkami - celkový exponovaný povrch hořlavé látky.
Reprezentativní měrné hodnoty rychlosti uvolňování tepla pro několik druhů hořlavých látek byly měřeny a jsou uvedeny v literatuře o požární bezpečnosti. Mohou být použity к odhadu intenzity požáru vynásobením měrné hodnoty rychlosti uvolňování tepla hodnotou povrchu hořlavé látky. Tato metoda odhadu maxima intenzity požáru předpokládá, že plné exponovaný povrch hořlavé látky bude aktivně hořet. Zanedbává periody rozvoje požáru a vyhoření hořlavé látky, které by mohly redukovat skutečnou intenzitu požáru z tohoto maxima rychlosti hoření. Používá také měrné rychlosti uvolňování tepla spojené s plně rozvinutým hořením. S tímto konzervativním zjednodušením může být tato metoda aplikována přímo pro hořlavé látky s dobře definovatelnými rovinnými povrchy, jakými jsou nádrže kapalin nebo pevné desky. Požáry rozlitých vznětlivých a hořlavých kapalin a odpadků jsou nejběžnější předpokládané expoziční požáry přechodně umístěných hořlavých látek v jaderných elektrárnách.
27
Požáry kabelových tras a elektrických rozvaděčů vytvářejí nejčastěji předpokládané stálé požáry. Podle [3] odpovídá maximální rychlost uvolňování tepla hodnotám získaným při měření v pololaboratorních podmínkách: Qfs = 0,45. qbs. A
(3)
kde je pololaboratorní rychlost uvolňování tepla maximální hodnotou naměřenou za podmínek radiace 60 kW.m" . Plocha A, vystavená pyrolýze, může být považována za rovnou plochu zdroje požáru, která exponuje kabelovou trasu. Varianty
komponentu
v zóně
hoření
Nárůst teploty v zóně hoření na komponentu komponentu nad zdrojem expozičního ohně skutečného tepla expozičního ohně. Nárůst hoření na komponentu může být vypočten jako:
,T(C)=25xte
závisí na výšce a na hodnotě teploty v zóně
(4)
z*{m)
Kritický nárůst teploty na komponentu je rozdílem mezi prahovou teplotou poškození komponentu a maximální okolní teplotou prostoru. Jestliže rozdíl mezi nárůstem kritické teploty a nárůstem teploty v zóně hoření má hodnotu menší než nula, pak předpokládaný nárůst teploty v zóně hoření přesáhne prahovou teplotu poškození a varianta, která je hodnocena, neprochází základním procesem prohlídky. Pro takovou situaci je třeba provést další analýzu, např. metodou náhodné analýzy, nebo je třeba provést nápravná opatření. Jinak slouží tato hodnota jako kritický nárůst průměrné teploty vrstvy horkých plynů a je potřeba dalších výpočtů. Čistý přírůstek energie na jednotku objemu potřebný ke zvýšení průměrné teploty vzduchu v uzavřeném prostoru na kritickou hodnotu může být vypočten jako:
28
^
(kJ/rr?) = 353 In^+l)
(5)
Kritický čistý přírůstek energie do prostoru znamená čistý přírůstek energie potřebný ke zvýšení průměrné teploty vzduchu prostoru na kritickou hodnotu a je vypočítán jako součin uzavřeného objemu a čistého přírůstku energie na jednotku objemu к dosažení kritického nárůstu teploty. Část celkové energie uvolněné expozičním požárem, která je předána do okolí uzavřeného prostoru, reprezentuje koeficient tepelné ztráty. Hodnota 0,7 obvykle udává konzervativní odhad pro tento parametr. Je-li již koeficient tepelné ztráty určen, pak může být celková uvolněná energie ke zvýšení průměrné teploty horké vrstvy na jeho kritickou hodnotu vypočtena jako: (6)
0cn.,= _Q"£í_ ш
(1-х/.)
kde Q ne t = kritický čistý přírůstek energie XL = koeficient tepelné ztráty Hodnota skutečné celkově uvolněné energie by měla představovat celkový obsah účinné energie zdroje expozičního požáru. Je-li tato hodnota menší než kritická celková hodnota uvolněného tepla, pak nejsou kritické podmínky indikovány pro variantu, která je hodnocena. Jinak varianta neprochází základním procesem prohlídky a je třeba další analýzy. Varianty
s komponenty
mino zónu
hoření
Komponenty umístěné mimo zónu hoření podobně jako komponenty v zóně hoření.
jsou
hodnoceny
Pro tyto varianty se předpokládá, že komponent může být podroben kombinovaným účinkům podvrstvy stoupajícího proudu spalin a průměrným nárůstům teplot vrstvy horkých plynů.
29
V některých případech bude komponent umístěn pod podvrstvou stoupajícího proudu spalin. Pro tyto případy se nárůst teploty stoupajícího proudu spalin rovná nule. Kritický nárůst teploty, která má být hodnocena, se pro tuto variantu proto stává rozdílem mezi prahovou teplotou poškození a teplotou stoupajícího proudu spalin nebo okolní teploty prostoru. Množství uvolněné energie potřebné к dosažení průměrného nárůstu teploty je hodnoceno a srovnáváno s celkovým obsahem energie hořlavé látky expozičního požáru.
Varianty
tepelné
radiace
Tepelná radiace může být významným způsobem přestupu tepla v situacích, kdy je komponent umístěn stranou od expozičního požáru. To by mohlo být např. při výskytu expozičního požáru nad podlahou vedle elektrického rozvaděče nebo vertikální kabelové lávky. To je typickou variantou zamýšlenou pro účely prohlídky. Analýza této varianty identifikuje rozsah vzdáleností, ve kterých existují kritické radiační tepelné toky. Tento rozsah může být použit к výpočtu pravděpodobnosti, při které by se požár dané intenzity založený u podlahy mohl vyskytnout v kritické vzdálenosti od komponentu. Kritický tepelný tok závisí na vyzařování a na prahových teplotách poškození komponentu. Hodnoty v rozmezí 15 až 20 kW.m"2 jsou reprezentativními pro komponenty s emisivitami 0,75 až 1,0 a teplotami poškození kolem 370°C. Pro klasifikované kabely jsou předpokládány hodnoty 10 kW.m"2 a pro neklasifikované 5 kW.m"2. Odhadnuté maximum intenzity požáru expozičního požáru je vypočteno výše uvedeným způsobem. Dvacet až čtyřicet procent z celkového množství tepla uvolněného při požárech se sdílí radiací a zbývající část konvekcí. Pro účely prohlídky je 40 % předpokládáno jako poměrně konzervativní hodnota. Množství tepla uvolněného radiací je vypočteno jako součin maximální intenzity požáru a jeho radiační části. Kritická vzdálenost radiačního toku je vypočtena jako:
30
(7)
**» = ^ ^ -
Varianty
mechanické
ventilace
Základní metoda prohlídky předpokládá nevětrané prostory, nebot tento předpoklad poskytuje odhad konzervativnějších teplot pro vrstvu horkých plynů než analýza větraného prostoru. Pro varianty zahrnující velký rozsah větrání může být předpoklad nevětraného prostoru příliš konzervativní. Podle [3] byla provedena konzervativní analýza předpokládaných průměrných teplot vyvolaných požárem v prostorách s přetlakovou a podtlakovou ventilací. Většina systému je navržena tak, že dochází ke spuštění od čidla požárního hlásiče, a v takovém případě je analýza nevětraného prostoru vhodná.
Analýza náhodné reakce automatického a manuálního
komponentu zásahu
při
nepoužitelnosti,
Analýza a dokumentace náhodné reakce komponentu exponovaných nadkritickými okolními podmínkami a reakce elektrické požární signalizace dovoluje odhadnout dobu, po které dojde к poškození komponentu. Ta je později porovnána s odhadnutou dobou uvedení čidla do provozu, tak jako zhodnocení, zda se u systému požární represe předpokládá, že bude uveden do činnosti před vznikem poškození komponentu. Odhad bodového zdroje radiačního tepelného toku se používá v případech stejných jako v základní metodě prohlídky. Radiační tepelný tok případu q r na komponent může být vypočten jak
°:
. _Qr_
kde Q r = hodnota celkového množství uvolněného radiačního tepla expozičního požáru R = kolmá vzdálenost od expozičního požáru ke komponentu
31
Konvektivní tepelný tok na komponent závisí na tom, zda je komponent umístěn v oblasti zóny hoření, v oblasti stoupajícího proudu spalin nebo ve vrstvě horkých plynů. Konvektivní tepelný tok může být vypočten ve třech případech takto: ft** «-.)
—
4C.pl —
qc.pl
0,3 . (kQ)
(9)
Н1 0,13
(10)
Qc.pl
Qc.HGL = 0,025 . (THGL - To)
(11)
kde koeficient 0,025 reprezentuje poměrně konzervativní součinitel přestupu tepla v kW.m~2.K"". Rozdíl teploty použitý к ohodnocení konvektivního toku ve vrstvě horkých plynů (rovnice 11) by měl být nárůst teploty plynu nad okolím u komponentu, který je vypočítán metodou základní prohlídky. Celkový tepelný tok na ohrožený komponent je součtem radiačního a konvektivního tepelného toku na komponent. Vhodný parametr tepelné reakce pro komponent, který je hodnocen, by měl být určen z literatury nebo z provozních údajů. Navržené hodnoty jsou uvedeny v [3]. Odhadnutá doba poškození komponentu závisí na tepelném toku na komponentu a na parametru tepelné reakce. Navržené hodnoty jsou zahrnuty v [3]. Rozdíl mezi nominální teplotou uvedení čidla do provozu a minimální okolní teplotou prostoru umožňuje nárůst teploty detekce. Nárůst teploty plynu v čidle by měl být odhadnut za použití základní metody prohlídky s umístěním čidla použitým jako komponent pro variantu, která je posuzována. Nárůst teploty na čidle by měl být dělen nárůstem teploty plynu. Je-li výsledek vyšší než 1, znamená to, že teplota je menší než teplota uvedení čidla do chodu.
32
Neohraničená doba uvedení čidla do chodu, která je časovou konstantou skutečného spuštění detekčního čidla, může být vypočtena jako: (12)
^ = _,П(1_1^ТЬ, X
1
(Tg-To)
Časová konstanta detekčního zařízení je získána z údajů výrobce. Odhadnutá doba ke spouštění čidla je vypočtena násobením doby uvedení čidla do provozu (reakční doby čidla) a časové konstanty detektoru. Tato hodnota může být potom srovnána s časem poškození komponentu a může sloužit к hodnocení možnosti poškození komponentu, zda dojde к poškození komponentu před aktivizací čidla. 3.5 Hodnocení potenciálního poškození prvků požárem Požární buňky, které ještě nebyly prohlíženy při kvantitativní analýze požárního nebezpečí, jsou stále označovány jako významné požární buňky. Pro další hodnocení takových požárních buněk mohou posloužit tři metody. První metodou je zhodnocení zavedení technických modifikací. To se provádí pomocí prověrek faktorů zvažovaných při prohlídce. Možné změny ve sledu událostí spojených s poškozením požárem mohou být zhodnoceny tím, jak ovlivní celkovou pravděpodobnost požáru, která vyvolá neschopnosti dosáhnout a udržovat bezpečné a stálé podmínky odstavení. Např. připojení systémů automatické represe může zahrnout jiný faktor, který by mohl přispět к redukci četnosti poškození požárem. Dopad změny může být rychle zhodnocen posouzením postupu a možného projevu ve výpočtu poškození požárem. Další možná metoda spočívá v zahrnutí změn, které redukují četnost poškození požárem, např.: - zredukování přechodně umístěných hořlavých látek - omezení skladování hořlavých látek (typ nebo umístění)
33
- kontrola skladování a zacházení s hořlavých látkami tak, aby nebyly ohroženy v požární buňce, např. skladování hořlavých látek v kovových skřínkách - omezení skladování hořlavých látek tak, aby nemohl vzniknout požár, který by vyústil přímo v hoření plamenem u komponentu s bezpečnostní odstávkou - zvýšení četnosti kontroly požární buňky - dodatečné kontroly zdrojů iniciace, které by dovolily snížit četnost zdrojů iniciace v požární buňce - nahrazení hořlavých materiálů retardéry nebo jinými materiály se sníženou hořlavostí - zvýšení spolehlivosti alternativních způsobů odstávky pomocí taktiky, výcviku atd. Třetí metodou je dále hodnotit detailnější analýzou než těmi, které prohlídky.
danou požární buňku jsou navrženy metodou
3.6 Realizace metody hodnocení požárního rizika Metoda hodnocení požárního rizika [3] je vedena prostřednictvím vybraných údajů z datových listů, pracovních listů a vyhledávacích tabulek, resp. variant pracovních listů s komponenty v zóně hoření, s komponenty mimo zónu hoření a pro variantu s radiačním tokem. Vyhledávací tabulky poskytují parametry potřebné pro zkompletování pracovních listů. Uživatel by měl zkompletovat vhodný pracovní list pro detailní variantu s použitím vhodných parametrů vyhledaných v tabulkách nebo vypočtených z uvedených rovnic. Pracovní listy mají dvojí účel. Vedou uživatele při hodnocení a poskytují dokumentaci analýzy. Datový list s údaji o prohlídce požárního úseku poskytuje postup prohlídky pro výpočet veličin Flt P 2 a P 3 .
34
3.7 Pochůzky a ověřování Pochůzka je potřebná pro sběr údajů a potvrzení informací a předpokladů používaných nebo zvažovaných během fáze I a fáze II a pro dokončení kompletování návodu pro analýzu požárního rizika. Návod pro provádění pochůzky nebo ověřování je uveden v [3] jako návrh pro ověření, zda mohou být předpoklady a výpočty zvláště pro účinnost požárních přepážek - podpořeny skutečnými podmínkami, které v daném provozu existují. To vyžaduje použití vytvořených datových listů pro přípravu analýzy požárního rizika v elektrárně. Měly by být použity pro ověření shody s údaji v nákresech nebo předchozích studiích a pro ověření možných požárně nedostatečně řešených míst, které byly zjištěny v průběhu hodnocení. Reálnost možných alternativních nápravných opatření by měla být v průběhu této fáze také ověřena.
4 - -_Vpl d_k.e1.c2e m e t o d y F I V E rxet s o v ě t s k é
r e a k t o r y
Pro použití metody FIVE pro analýzu požárního rizika v sovětských reaktorech byly stanoveny některé zásadní otázky projektů amerických reaktorů, otázky povolovacího řízení, provozních zkušeností a statistiky požárů, které vyžadují úpravu na sovětské reaktory. Celkovým závěrem je skutečnost, že použitelnost metody FIVE je možná bez podstatných změn. Některé otázky, jak jsou vysvětleny v následujících odstavcích, musejí být upraveny nebo interpretovány podrobněji.
35
4.1 Databáze požárních událostí Databáze četnosti požárů FIVE byla vyvinuta na základě shromáždění údajů o požárech, ke kterým došlo v jaderných elektrárnách v USA raszi lety 1965 až 1988. Většina těchto požárů se týkala elektrických zařízení (elektrické rozvaděče, motory atd.). Není zřejmé, do jaké míry může být tato databáze použita pro sovětské reaktory. Její platnost pro tyto reaktory do značné míry závisí na podobnosti projektů elektrických zařízení a zacházeni s nimi a dále na podobnosti organizačních opatření, která mají vliv na umístění provozu, budov a zařízení. Např. pojednání o požárech kabelů může vyžadovat jiné přístupy pro sovětské reaktory než pro provozy v USA. Jako další příklad lze uvést, že v některých částech provozů u sovětských reaktorů je povoleno kouření, což je organizačními opatřeními v provozech v USA zakázáno. Aby bylo možné použít databázi požárních událostí na reaktory navržené FSU, měly by být připojeny nebo modifikovány četnosti požárních událostí FIVE formou tabulky.
4.2 Organizační postupy Rozdíly v organizačních opatřeních mezi sovětskými reaktory a jadernými elektrárnami v USA musejí být pečlivě zhodnoceny, než budou brány v úvahu pro vývoj metody FIVE, nebot ve velkém rozsahu mohou ovlivnit jak četnost požárů, tak také jejich závažnost, pokud je činnost personálu řešena postupy a pokud operátoři podstupují výcvik v tomto smyslu, nebere FIVE v úvahu možné lidské chyby, které by mohly zhoršit následky požáru během fáze obnovy. Platnost těchto hypotéz by měla být posouzena i pro sovětské reaktory.
36
4.3 Nepoužitelnost alternativního odstavení Metoda FIVE vyžaduje zhodnocení nepoužitelnosti alternativní odstávky. Tato informace je získána z interních událostí provozu PSA. FIVE konstatuje, že není-li podpůrná analýza pro hodnoty nepoužitelnosti, měla by být předpokládána kompletní nepoužitelnost. Pro sovětské reaktory by takové přísné opatření mohlo vést к nesmyslným závěrům s příliš velkou mírou konzervatismu. Proto by měla být vyvinuta alternativní metoda к získání nutných informací а к posouzení zvolených hodnot.
4.4 Požární přepážky Metoda FIVE předpokládá, že přepážky jsou projektovány s dvouhodinovou požární odolností oddělených požárních úseků. Tento předpoklad musí být přijat i pro sovětské reaktory. Ke správné dělicí funkci mezi úseky by měla být nalezena kritéria ekvivalentní kritériím předpokládaným metodou FIVE. Také by měly být brány v úvahu normy použité ke kvalifikaci přepážek z hlediska požární odolnosti, administrativních postupů kontroly, údržby atd. Rovněž by měla být zvažována utěsnění prostupů, požární dveře a klapky jako součásti přepážek.
4.5 Spolehlivost elektrické požární signalizace a požárně bezpečnostních opatření Databáze EPRI je odvozena podle reaktorů USA. Tyto údaje odrážejí zavedení požárních norem, předpisů a doporučují postupy, jak je publikováno NFPA. Musí být posouzena podobnost s příslušnými národními normami a podle toho musí být databáze modifikována.
37
4.6 Kritéria předběžného hodnocení Metoda FIVE nutně předkládá kritéria předběžného hodnocení jak pro kvalitativní, vtak také kvantitativní fázi. Jedno z kvalitativních kritérií tohoto hodnocení je modifikováno v USA, takže není třeba provádět hodnocení prostorů pouze na základě skutečnosti, že zde není zařízení bezpečné odstávky. Uživatel by měl tedy zabezpečit, aby požár v daném prostoru neinicioval přechodné požární zatížení dříve, než je prostor zhodnocen. Jiné kvalitativní kritérium hodnocení připouští prostory, ve kterých by požár nevyvolal požadavek odstavení zařízení po dobu 8 hodin od vzniku požáru, aby byly hodnoceny. Je však bezpodmínečné, aby 8 hodin byla dostatečně dlouhá doba potřebná ke zdolání požáru. V případě kdy není potřeba provést odstávku v tomto časovém úseku, pak není nutná ani v pozdější době. Pro sovětské reaktory musí být přijato toto kritérium jako konzervativní a musí bezvýhradně vyhovět těmto předpokladům. Kvalitativní fáze předpokládá kritérium prohlídky 10~6. Toto kritérium by mělo být použito u sovětských reaktoru pouze pro informaci. Nejdůležitějším bodem je určit buňky nebo úseky ve smyslu jejich vlivu na bezpečnost provozu a identifikovat nejúčinnější metodu ke počtu nedostatečně zajištěných míst. Proto je relativní hodnota mezi buňkami důležitější než absolutní hodnota. 4.7 Podmínky bezpečného odstavení Metoda FIVE předpokládá, že udržování bezpečných podmínek provozu po dobu 24 hodin po vzniku události je dostatečně úspěšné. Zásadním důvodem pro volbu času je, že nepoužitelnost alternativních a náhradních systémů odstávky musí být ohodnocena pro tuto časovou periodu (24 hodin je zvoleno z toho důvodu, že se jedná o periodu, na kterou je normálně hodnocena nepoužitelnost ve studiích PSA).
38
Pokud je třeba, je možné volit jiný čas pro sovětské reaktory. Je však třeba mít na paměti, že čas by měl být použit pro hodnocení nepoužitelnosti a změní-li se, pak by hodnota kritéria kvantitativní prohlídky měla být rovněž odpovídajícím způsobem změněna. Protože FIVE stanoví, že každý analyzovaný provoz musí definovat své vlastní podmínky bezpečné a trvalé odstávky, systémy potřebné к jejich dosažení a jejich udržování po danou časovou periodu. Totéž musí být aplikováno na sovětské reaktory.
4.8 Lokalizované požáry Lokalizované požáry jsou v metodě FIVE zanedbány pro provozy v USA, protože není pravděpodobné, že se vrstvy horkých plynů vytvoří ve většině prostorů zadržení. Provozy v USA jsou opatřeny elektrickou požární signalizací a požárně bezpečnostním zařízením na chladicích čerpadlech reaktorů. Tyto podmínky nemusí být platné pro sovětské reaktory. Ačkoliv statistiky dokazují, že lokalizované požáry nejsou v tomto typu provozu časté, vyžaduje tato otázka posouzení, stejně jako použitelnost konceptu lokalizování.
4.9 Kvalifikace kabelů V metodě FIVE se pojem "kvalifikovaný nebo nekvalifikovaný kabel" vztahuje na shodu vlastností kabelů se specifickými normami v USA. Jakékoliv vlastnosti, jako je četnost zapálení a limity poruchy, by měly být hodnoceny podle vlastností existujících kabelů.
39
5 .
Arnalýzy 4=. ei ca Ь. гг J-1c у
p o m o a l
v ý p o č e t n í
Šíření požáru а jeho účinky uvnitř buňky muže být studováno za použití počítačových programů, které umožni modelovat různé uspořádání a umožní zpracovat výsledky v časová závislosti. Účelem tóchto programu je poskytnout nástroj, který lze použít v rámci analýzy požárního rizika ke kontrole deterministických kritérií, která mají být splněna, nebo pro požární PSA, či к doplnéni aplikace FIVE detailnějšími a méně konzervativními analýzami buněk, které nebyly hodnoceny na konci studie. Některé z programu, které simuluji šířeni požáru v buňkách s různou přesností a s odlišným stupněm podrobnosti, jsou COMPBRN H I E , FLOW 3D, HARVARD V, FAST, HAZARD I a MAGIC. Některé z nich jsou stručně popsány dále. 5.1 COMPBRN IIIE COMPBRN IIIE [6] sleduje kvazistatíckou metodu simulování procesu šíření požáru v průbéhu doby před celkovým vzplanutím v uzavřeném prostoru s využitím modelů a submodelů získaných z odborné požární a výzkumné literatury. Úsek je modelován použitím dvou jednoznačných homogenních trvale rozvrstvených oblastí. Akumulace horkých plynů pod stropem je definována jako horní vrstva (podstropní vrstva horkých plynů). U nižší oblasti se předpokládá, že je teplotně inertní a obsahuje relativné klidný studený vzduch, který zůstává stejný po celou dobu při různých okolních podmínkách. Jsou použity korelace к určení konvektivního sdílení tepla ve stoupajícím proudu horkých plynů nad plameny. Jsou také provedena zjednodušení modelu vrstvy horkých plynů akumulujících se jako tepelný zdroj poblíž stropu. Tepelné toky z vrstvy horkých plynů předehřívají nehořící části hořlavých látek, a zkracují dobu, než dojde к jejich poškození. Použitím analýzy normovaného tvaru a idealizováním plamene na válec lze vypočítat teplo přenesené radiací na zbývající hořlavé látky, stěny a strop.
40
Teplotní pole každého elementu hořlavé látky (včetně stěn a stropu požárního úseku) je vypočteno jako funkce teploty okolí. Prvek je považován za zapálený (nebo poškozený), když jeho povrchová teplota přesáhne teplotu zapálení (poškození) stanovenou uživatelem.
5.2 HAZARD I HAZARD I je souborem výrazných postupů v několika oddělených modulech pro hodnocení následků specifického požáru v soustavě spojených úseků. Model požáru v HAZARD I je nazván CFAST a skládá se ze dvou vrstev pásmových modelů pro analýzu vývinu kouře, koncentrace plynů a přestupu tepla. CFAST určuje velikost požáru jako funkci času, který musí být specifikován uživatelem. Ostatní hodnoty vstupních dat se týkají uspořádání úseku, tepelných vlastností a velikosti větracích otvorů. Program zahrnuje databázi tepelných materiálů. Výstup z programu zahrnuje teploty plynů horní a dolní vrstvy, výšku horké vrstvy a teploty všech neizolovaných okolních povrchů.
5.3 VESTA-PlUS Program VESTA-Plus [7] popisuje detailní a přesný model kvantifikování nebezpečí šíření požáru včetně analýzy požární odolnosti přepážek. Je to desetizónový model, který řeší rovnice rovnováhy energie a hmoty pro každou zónu, počítá čas vzniku hlavních a druhotných veličin. Aplikuje Gearův algoritmus, který je vhodný pro rovnice rovnováhy energie a hmoty pro řešení soustavy diferenciálních a algebraických rovnic. Zvažované fyzikální modely jsou: - radiace - tepelné zóny hoření
41
-
chemické vlastnosti rychlost prouděni u otvoru (přirozená a nucená ventilace) kondukce konvekce pyrolýza
5.4 MAGIC Program MAGIC modeluje každý úsek použitím dvou jednoznačných zón homogenní teploty. Je zvažováno 24 zón a jeden úsek může být rozdělen do několika zón s ohledem na uspořádání. Program MAGIC zahrnuje databázi pyrolyzních křivek typických požárů (nafta a olej, kabely). Program bere v úvahu výměnu tepla kondukcí, konvekcí a radiací. Program stanoví teplotu každého komponentu uvnitř úseku, tlouštku vrstvy horkých plynů a teploty výstupu proudu vzduchu. Současně může vzniknout několik požárů, nebo jeden po druhém, podle teploty hořlavých látek. Program byl ověřen velkými požáry kabelů a požáry nafty a oleje.
42
D e f i n i c e
Havarijní podmínky - odchylky od provozních stavů, při kterých jsou úniky radioaktivního materiálu udržovány v přijatelných mezích prostřednictvím vhodných konstrukčních opatření. Poruchové stavy nejsou považovány za závažné nehody. Požár - 1. proces hoření charakterizovaný uvolňováním tepla doprovázený kouřem nebo plamenem nebo obojím - 2. rychle a nekontrolované se šířící hoření v čase a prostoru. Požární přepážka - stěny, podlahy, stropy nebo uzávěry otvorů jako jsou dveře, poklopy, průniky a ventilační systémy atd. používané к omezení šíření požáru. Požární přepážka je charakterizována požární odolností. Požární buňka - část požárního úseku, ve kterém je pomocí prostředků požární ochrany provedeno vzájemné oddělení komponentů a systémů důležitých pro bezpečnost (např. limitování hořlavých materiálů, prostorové oddělení, stabilní hasicí zařízení, požárně odolné nátěry a obklady nebo jiné prostředky), takže se neočekává poškození ostatních komponentů. Požární úsek - budova nebo část budovy obsahující jednu nebo více místností nebo prostorů postavených tak, aby se zabránilo šíření požáru do zbývajících prostoru budovy nebo z nich po daný časový úsek. Požární úsek je zcela ohraničen požární přepážkou. Požární klapka - zařízení, které automaticky zabránilo za daných vzduchotechnikou.
43
je konstruováno tak, aby podmínek šíření požáru
Požární zatížení - souhrn tepelné energie, která by se uvolnila úplným shořením všech hořlavých látek v prostoru, včetně obkladů stěn, příček, podlah a stropů. Požární odolnost - schopnost stavebního prvku komponentu nebo stavby zabezpečit po stanovenou dobu požadovanou funkci, celistvost a tepelnou izolaci nebo předpokládanou funkci ve standardní zkoušce požární odolnosti. Ohnivzdornost - vlastnost látky, redukuje nebo zpožďuje hoření.
která
výrazně potlačuje,
Požární ucpávka - stavební přepážka projektovaná tak, aby omezila šíření požáru v prostoru mezi prvky stavebních konstrukcí. Nehořlavý materiál - materiál, který se v obvykle používané formě nevznítí, nepodporuje hoření, nehoří nebo neuvolňuje hořlavé plyny a páry, pokud je vystaven požáru nebo působení tepla. Fyzické oddělení 1. oddělení uspořádáním (vzdálenost, orientace atd.) 2. oddělení vhodnými přepážkami 3. oddělení kombinací předešlých dvou způsobů Ochranný systém - systém, který je spojením všech elektrických a mechanických zařízení a obvodů, od čidel po vstupy do akčních členů zabezpečujících tvorbu signálů, které jsou částí ochranné funkce. Redundantní zařízení - zařízení plnící stejnou funkci jako jiná zařízení v takovém rozsahu, že obě zařízení mohou vykonávat požadovanou funkci. Záložní prostředek umožní připustit poruchu nebo neprovozuschopnost zařízení, aniž by došlo ke ztrátě požadované funkce, kterou má vykonat. Zálohování může být různé, např. dvě, tři nebo čtyři čerpadla lze použít pro určitou funkci, pokud je každé z nich schopné
44
tuto funkci zajistit. Zálohování lze identických nebo odlišných komponentů.
provést
použitím
Podmínka bezpečného odstavení - je stav odstaveného reaktoru, kdy lze udržet podkritickou reaktivitu, a množství chladivá v reaktoru je třeba chápat v souladu s definicí uvedenou v technologických postupech, např.: - podkritická reaktivita jako reaktivita odstaveného a dochlazeného reaktoru - hladina chladivá v reaktoru v rozmezí indikace hladiny v kompenzátoru objemu - odvod zbytkového tepla z reaktoru - přímý odečet provozních veličin dostatečných pro kontrolu stavu bezpečného odstavení - existence pomocných funkcí (chlazení, mazání) pro výkon bezpečnostních systémů odstavení Všechny tyto podmínky dodržené ve stavu horké rezervy a dosažené bez poškození paliva, bez narušení těsnosti primárního okruhu a těsnosti kontějnmentu, by mohly určovat úplný soubor cílových hodnot pro tlakovodní reaktory. Komponenty a systémy bezpečného odstavení - konstrukce, systémy, kabely (silové, přístrojové a řídicí), zařízení a komponenty považované za nezbytné pro dosažení a udržováni podkritické reaktivity v reaktoru, množství chladivá v reaktoru a podmínky bezpečného odstavení po požáru. Pasivní komponenty, jako potrubí, nádrže, tepelné výměníky a ruční armatury není třeba zahrnout do analýzy, pokud lze usoudit, že tyto komponenty nebudou ovlivněny požárně nebezpečným prostorem. Elektrické prvky, jako jsou silové a přístrojové kabely, nemohou být považovány za pasivní ani v takovém případě, že nezajišťují bezpečnostní funkce odstavení. Bezpečnostní akční systémy - soubor zařízení, která jsou nutná pro realizaci nezbytných bezpečnostních zásahů v případě iniciace ochranného systému.
45
Bezpečnostní systémy. systémy důležité pro jadernou bezpečnost, pokud zajišťují bezpečné odstavení reaktoru nebo odvod zbytkového tepla z aktivní zóny, nebo pokud slouží к omezení následků předpokládaných provozních událostí nebo havarijních podmínek. Podpůrná zařízení bezpečnostního systému - soubor zařízení, která zajišťují funkce, jako je chlazení, mazání a zásobování energií požadované ochranným systémem a bezpečnostními akčními systémy. Způsob odstavení - určitá kombinace systémů a komponentů schopných odstavit reaktor a udržovat jej v bezpečném stavu v průběhu požáru a po něm. Jednoduchá porucha - náhodná porucha, která způsobí ztrátu schopnosti prvku vykonávat stanovenou bezpečnostní funkci. Následné poruchy způsobené jednoduchou náhodnou událostí, jsou považovány za součást jednoduché poruchy. Lokalita - plocha, na které je umístěno zařízení, definovaná ohraničením a pod účinnou kontrolou podnikového řízení. Nepohotovost systému nebo pravděpodobnost podmíněné poruchy systému - pravděpodobnost, že systém nebude schopen vykonávat určenou funkci, protože bude odstaven z provozu, nebo z důvodu pohotovostního stavu, nebo z důvodu poruchy, která nastane po uvedení systému do provozu.
46
Vzor tiskopisů metody FIVE
47
Tabulka 1 Datový list pro analýzu vzájemného vlivu úseků Exponování
Datový list
úseku: Úsek obsahuje: PTI A N, SEE A N
Umístění (Budova, plocha požáru atd.:
)
Exponované úseky
PFS
Označení úseku
Ano
SSE
PTI
Ne
Ano
Ne
PFS: Nebezpečí šíření požáru z exponovaného úseku PTI: V úseku je čidlo ochrany pro odstavení SSE: V úseku je zařízení pro bezpečné odstavení
Ano
Kritéria pro prohlídku ohraničení a komentář
Ne
Tabulka 2 Datový list pro kritické hořlavé látky v požárním úseku Požární úsek Vnitřní plocha požáru Stálé hořlavé látky
Vzdálenost ke komponentu
Množství
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. Vyskytují se hořlavé kapaliny nebo plyny v nádobách nebo potrubí? Přechodně umístěné hořlavé látky
ano/ne Ohroženo
Odhadované množství
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. Odhad kritického požárního zatížení 1. Maximální hodnota uvolněného tepla převedena na ekvivalentní hodnotu předpokládaného stálého a přechodného požárního zatížení (KZH): (Použij pracovní listy a tabulky pro hodnocení požárního rizika) 2. Zvoleno FKZH
3. Zvoleno Fw kontrola/rok Seznam kontrol přechodného požárního zatížení (kontrola/rok) a. b. с d.
Tabulka 3 Vzor pracovního listu Pracovní list 1: Varianty s komponenty v zóně hoření Verze s anglickými jednotkami 1
Prahová teplota poškození komponentu (použít tab. 1E jako návod)
2
Výška komponentu nad zdrojem (Založeno na variantě uspořádáni")
stop (ft)
3
Vzdálenost zdroje požáru od stropu (Založeno na variantě uspořádáni*)
stop
4
Maximální intenzita požáru (Použij tab. 2E a obr. 4,5 jako návod)
Btu/s
5
Faktor místa požáru (4 pro roh, 2 pro stěnu, 1 pro střed místnosti)
-
6
Efektivní hodnota rychlosti uvolňování tepla (položka 4) x (položka 5)
Btu/s
7
Nárůst teploty v zóně hoření na komponentu (vyhledej hodnotu z tab. 5E)
F
8
Nárůst kritické teploty na komponentu (položka I) maximální teplota okolí
F
g
Kritický nárůst teploty v zóně hoření (položka 8) x (položka 7)
F
F
Pokud je záznam položky 9 menší nebo roven nule, ukončete výpočet. Jinak pokračujte v propočtu kritického požárního zatížení potřebného к nárůstu průměrné teploty do této hodnoty. Btu/ft3
10
Qnet/V pro docílení nárůstu teploty podle hodnoty v položce 9 (hodnotu vyhledej v tab. 7E)
11
Vypočtený objem uzavřeného prostoru
ft3
12
Vypočtená kritická Qnet (položka 10) x (položka 11)
Btu
13
Odhad části ztráty tepla (charakteristická hodnota: 0,7)
14
Odhad kritické hodnoty Qiot (položka 12) / (položka 13)
Btu
15
Odhad skutečné hodnoty Qtot
Btu
-
Pokud je hodnota položky 15 menší než hodnota položky 14, znamená to, že pro variantu, která je hodnocena jinak, kritický stav nenastane, varianta nesplňuje postup kontroly a je nutno provést další analýzu
Tabulka 4 Nárůst teploty zóny hoření podle korelace HESKESTAD Anglická verze jednotek
Vlška (ft) 1 _ 2 3 4 5 6 _ 7 8 9 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 Účinná intenzita požáru
125
250
1600 1600 1362 843 581 429 332 266 218 183 135 105 84 69 58 49 43 37 33 29 26 24 22 20 18 125 Btu/s
1600 1600 1600 1339 923 681 527 422 346 291 215 166 133 109 92 78 68 59 52 47 42 38 34 31 29 250 Btu/s
Faktor místa * Rychlost uvolňování tepla (Btu) 500 1000 2000 4000 maximální nárůst teplotv dT F) 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1465 1600 1600 1600 1081 1600 1327 1600 836 1600 1600 1062 669 1600 1386 873 550 1163 733 1600 461 1362 858 541 341 1054 664 418 263 843 531 335 211 437 275 693 173 581 366 231 145 312 197 124 496 429 270 170 107 94 375 237 149 332 209 132 83 296 186 117 74 266 167 105 66 240 151 95 60 138 218 87 55 126 199 79 50 183 115 73 46 4000 2000 1000 500 Btu/s Btu/s Btu/s Btu/s
8000
16 000
1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1339 1100 923 787 681 596 527 470 422 381 346 317 291 8000 Btu/s
1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1600 1465 1250 1081 946 8360 745 669 605 550 503 461 16 000 Btu/s
200O
125
1800
250 500
160O £
1400
?
1200 1000
I
\ \ * \ \
t 1
4
\
\
\
.
\
\
_400О_
\
V i \ 1 1 1
4
Д
•.
\
4
4
\ \
4 4.
4 ^
ч
4-
•
""-•••fc..
11U- - - -'-' • ' - - - " . : • " : 10
*
-
.
.
.
**ч>,.
" ' • • •
200
£
J6000
ч„ *«|
4,
-
ч •
8000 ч
'•4.
v.
4
ч
4
\
ч X ^ч^
ro
_200О_ 4
800
400
_100О_
%
\
v.
1
4
\
15
20
výška nad zdrojem hoření (ft)
J
'
—
~~.--.~z-,"i-rJr^r»
25
30
ss
35
40
Tabulka 5 Dopadající radiační tok stanovený na odhadu bodového zdroje Rychlost uvolňování tepla (Btu/s)
Odstupová vzdálenost (ft) 200
100
300
400
500
750
1000
14
14
14
14
Radiační tepelný tok (Btu/s/ft2) 1
8
14
14
14
2
2
4
6
8
9,9
3
0,9
1,8
2,7
3,5
4,4
6,6
8,8
4
0,5
1
1,5
2
2,5
3,7
5
5
0,3
0,6
1
1,3
1.6
2,4
3,2
7,5
0,1
0,3
0,4
0,6
0,7
1,1
1,4
10
0,1
0,2
0,2
0,3
0.4
0,6
0,8
12,5
0,1
0,1
0,2
0,2
0,3
0,4
0,5
15
0,1
0,1
0,1
0,1
0,2
0,3
0,4
17,5
0
0,1
0,1
0,1
0,1
0,2
0,3
20
0
0
0,1
0,1
0.1
0,1
0,2
14
15
4.
12
}. 51
Qr = 100 Btu/s Qr = 200 Btu/s Qr = 300 Btu/s Qr = 400 Btu/s Qr = 500 Btu/s Gr = 750 Btu/s Qr = 1000 Btu/s
i
§ 3
9
у
• 'и
o
•>, с o
Q. O E >o
6 \
3
\
'•.'•••ý
« '•v {0
J ^ ' • - »'
Ssa
8
10
12
odstupová vzdálenost (ft)
14
16
18
20
ODKAZY [1]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Fire Protection in Nuclear Power Plants: A Safety Guide, Safety Series No. 50-SG-D2 (Rev. 1), IAEA, Vienna (1992). [2] NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, App. R to 10-CFR-50: Fire Protection Programme for Nuclear Power Facilities Operating Prior to 1 January 1979, USNRC, Washington, DC (1979). [3] ELECTRIC POWER RESEARCH INSTITUTE, Fire Induced Vulnerability Evaluation Methodology (FIVE), Plant Screening Guide, EPRI9. Rev., EPRI, Palo Alto, CA (1991). [4] NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Standard Review Plan, Branch Technical Position СМЕВ 9.5.1, Guidelines for Fire Protection for Nuclear Power Plants, NUREG-0800, USNRC, Washington, DC (1981). [5] NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Probabilistic Models for the Behaviour of Compartment Fires, NUREG/CR-2269, USNRC, Washington, DC (1981). [6] HO, V., CHIEN, S., APOSTOLAKIS, G., COMPBRN HIE, An Interactive Computer Code for Fire Risk Analysis, UCLA-ENG-9016, EPRI-NP-7282, Project 3000-39, EPRI, Palo Alto, CA (1991). [7] GROUSET, D., REBUFFAT, D., VACHON, M., VESTA + for fire and flare modelling in safety analysis, Proc. 3rd Int. Conf. on Topside Design.and Construction, London (1989). [8] NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Implementation of Fire Protection Requirements, Generic Letter 86-10, USNRC, Washington, DC (1986). (9] NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, An Investigation of the Effect of Thermal Aging on the Fire Damageability of Electric Cables, NUREG/CR-5546, USNRC, Washington, DC (1991). [10] LEE, B.T., Heat Release Rate Characteristics of Some Combustible Fuel Sources in NPPs, NBSIR 85-3195, National Bureau of Standards, Washington, DC (1985).
AUTOŘI NÁVRHŮ A REVIZI Návrhy Alamo, S. Medinilla, G.
Inltec, Španělsko Inltec, Španělsko
Revize Notley, D. Sursook J. P. Salley, M. H. Selway, B. Kasatkln, В. Lln, С.
science Applications Inter. Corp., USA Electlrc Power Research Institute, USA Tennessee Valley Authority USA AEA Technology, Velká Británie Rosenergoatom, Rusko Mezinárodni agentura pro atomovou energii Setkání konzultantu
Vídeň, Rakousko, 22. - 24. září 1993
54
