БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ
ФИЗИЧЕСКИЙ ФАКУЛЬТЕТ
Кафедра ядерной физики
Вероятностный анализ безопасности
Курсовая работа
Звонарёва Эдуарда Сергеевича
Студента 3 курса,
специальность "Физика ядерных реакторов
и атомных энергетических установок"
Научный руководитель:
доктор физико-математических наук,
профессор Э.А. Чернявская
Минск
2021
Содержание
Введение
3
1 Изучение специфики вероятностного анализа безопасности
4
1.1
Основные принципы безопасности . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4
1.2
Количественные показатели безопасности АС . . . . . . . . . . . . . . . .
6
1.2.1
Детерминистский анализ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
6
1.2.2
Вероятностный анализ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
7
Математические методы и модели теории безопасности АС . . . . . . . .
7
1.3.1
Общий логико-вероятностный метод . . . . . . . . . . . . . . . . .
7
1.3.2
Марковская модель безопасности АЭС . . . . . . . . . . . . . . . .
10
1.3.3
Модель ”Деревьев событий” . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
11
1.3.4
По критериям ”Риск-Эффективность” . . . . . . . . . . . . . . . .
15
1.3
2 Применение ВАБ на АЭС
18
2.1
Цели и область применения методики ВАБ . . . . . . . . . . . . . . . . .
18
2.2
Получение данных для ВАБ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
21
2.3
Оценка безопасности . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
22
2.3.1
Качественная оценка безопасности . . . . . . . . . . . . . . . . . .
22
2.3.2
Количесственная оценка безопасности . . . . . . . . . . . . . . . .
24
Перспективы ВАБ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
25
2.4.1
Использование ВАБ для технических заключений . . . . . . . . .
25
2.4.2
Использование в связи с критериями безопасности . . . . . . . . .
26
2.4.3
Использование для заключений о приемлимости . . . . . . . . . .
26
2.4
Список использованной литературы
29
Приложение 1
30
2
Введение
На сегодняний день Атомные электростанции являются отноительно экологически
чистыми источниками электроэнергии, из-за чего многие страны активно используют
Ядерные энергетические установки. Но с большой мощнотью станции кроют в себе и
большую опасность: повреждение трубопровода первого контура, неверное реагирование персонала на проектную аварию или отказ системы безопасности может спровоцировать выброс радиоактивных частиц на обширные участки суши.
В связи с этим возникает острая необходимоссть предсказывать аварии, разрабатывать методические указания по предотвращению аварий. Этому и посвящена данная
работа: будут рассмотрены основные правила (принципы) безопасности АЭС, математические модели, лежащие в основе анализа безопасности. Так же будет рассмотрен
вероятностный анализ безопасности АЭС: цели, методы и условия его применения.
3
Глава 1.
Изучение специфики
вероятностного анализа безопасности
1.1
Основные принципы безопасности
Достижение высокого уровня надежности выполнения функций безопасности в проектах АЭС с реакторами нового поколения основывается на применении основных инженерных принципов и требований к структуре и конструкции систем безопасности,
включая следующие:
- Принцип единичного отказа, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного любого из активных элементов (например,
насоса) или пассивных элементов, имеющих механические движущие части (например,
обратного клапана), или ошибки персонала. Реализация принципа единичного отказа требует, чтобы число резервированных элементов в системе было не менее двух по
отношению к любым исходным событиям, при которых требуется функционирование
системы, включая исходные события, которые могут вызвать зависимые отказы одного
или нескольких резервированных элементов системы.
- Принцип физического разделения, в соответствии с которым оборудование и
элементы отдельных каналов систем безопасности должны размещаться в отдельных
помещениях, разделенных между собой расстоянием и/или физическими барьерами.
- Принцип разнообразия, включая функциональное и конструктивное разнообразие и разнообразие эксплуатационных состояний. Применение принципа разнообразия
необходимо для защиты от отказов по общей причине, характерных для одинаковых по
конструкции элементов систем. Следует отметить, что эффект повышения надежности
резервированных систем зависит от вида разнообразия. Наибольшая эффективность
достигается при применении функционального разнообразия, что предусматривает использование взаимно резервирующих элементов (каналов или систем), основанных на
различных (пассивных или активных) принципах действия. Достаточно хорошую защиту от отказов по общей причине обеспечивает конструктивное разнообразие, которое предусматривает применение элементов (насосов, дизель - генераторов, арматуры
и т.п.) различной конструкции. Применение разнообразия эксплуатационных состояний
наиболее эффективно, когда предусматривается использование части резервированных
элементов или каналов системы безопасности для выполнения функций нормальной
эксплуатации.
- Расширенное применение систем пассивного принципа действия. Реализация этого принципа обеспечивает достижение высокого уровня надежности выполнения
4
функций безопасности, что достигается за счет:
•простоты конструкции таких систем,
•небольшого числа высоко надежных элементов в их составе,
•полного отсутствия зависимостей их функционирования от обеспечивающих систем
(например, систем электропитания и снабжения охлаждающей средой),
• практически полного отсутствия зависимостей от управляющих систем и действий
персонала, поскольку пассивные системы безопасности вводятся в действие и выполняют заданные функции, как правило, вследствие изменения параметров технологических
процессов.
- Обеспечение защиты от ошибочных действий эксплуатационного персонала. Наиболее эффективными мерами для выполнения этого принципа являются использование упомянутых выше пассивных систем безопасности, функционирование которых
не требует каких-либо действий персонала, а также применение высокого уровня автоматизации по управлению активными системами безопасности с целью исключения
каких-либо действий персонала на начальных периодах развития аварий.
- Обеспечение защиты от внутренних воздействий (пожаров, затоплений, пароводяных струй, летящих предметов, биений трубопроводов, неблагоприятных изменений условий окружающей среды в помещениях АЭС).
- Обеспечение защиты от характерных для площадки АЭС внешних воздействий
природного (землетрясений, смерчей, ураганов, высоких и низких уровней воды, высоких и низких температур и т.п.) и техногенного (аварий на воздушном, водном и наземном транспорте, аварий на магистральных трубопроводах, внешних пожары, прорывов
плотин и т.п.) характера.
- Обеспечение более высокого уровня надежности для функций безопасности с
большей частотой требований на их выполнение. В частности, это относится к функции
приведения реактора в подкритическое состояние и поддержания его в этом состоянии
во всем диапазоне рабочих параметров, а также функции отвода тепла от реакторной установки при нарушениях нормальной эксплуатации и переходных процессах при
плотном первом контуре. Следует отметить, что, как правило, значения частот таких
событий на два и более порядков выше значений частот течей из первого контура.
- Снижение (насколько это возможно) значений частот (вероятностей) отказов
оборудования и элементов, приводящих к возникновению исходных событий аварий.
Несомненным достоинством приведенных выше детерминистических принципов является простота их понимания и подкрепление практикой использования в различных
областях техники.
Не подвергая сомнению необходимость выполнения детерминистических принципов, следует отметить, что они, являясь основой при обосновании безопасности, имеют
и вероятностную природу. Практически все эти принципы имеют безусловную направленность на снижение риска от использования АЭС за счет снижения размеров ради5
ационных последствий при авариях и/или за счет снижения вероятностей или частот
реализации таких аварий. При этом уровень безопасности конкретной АЭС существенно зависит от реального обеспечения показателей надежности оборудования / систем и
культуры безопасности АЭС. К тому же, детерминистические принципы не устанавливают критерии допустимого риска (частот повреждения активной зоны и предельного
аварийного выброса) при использовании АЭС, что во многом определяет принятие или
неприятие обществом атомной энергетики.
1.2
1.2.1
Количественные показатели безопасности АС
Детерминистский анализ
Детерминистский анализ основан на программных комплексах, моделирующих процессы в реакторной установке, герметичных помещениях, окружающей среде, Программные комплексы, моделирующие физические процессы, включают;
• математическую модель;
• перечень допущений и упрощений математической модели;
• определение области применимости программного комплекса;
• описание установок, процессов, подтверждающих качество программного комплекса.
Для расчетов с использованием программного комплекса формируются исходные
данные:
• геометрические, т.е. конструктивные характеристики объектов расчета (объемы,
массы, сечения, перепады высот, площади поверхностей теплообмена сосудов, трубопроводов, активной зоны);
• физические, т, е. нейтронно-физические характеристики активной зоны;
• технологические, т.е. характеристики систем нормальной эксплуатации и систем
безопасности (аварийной защиты, систем поддержания давления в контурах, системы герметичной оболочки), а также уставки срабатывания, алгоритмы работы
систем;
• начальные условия (физические, теплогидравлические, уровни активности).
Анализ переходного процесса, проектной (запроектной) аварии начинается с выбора
последовательности событий и рассмотрения работы систем в хронологической последовательности, Расчет от начального состояния проводится до некоторого нового стационарного состояния или до достижения устойчивой работы систем безопасности.
6
Основные расчетные параметры сравниваются с предельными, на основе этого делается вывод о безопасности режима, выходе активности за пределы барьера, В основе
таких оценок лежат детальные экспериментальные данные о свойствах барьеров.
При нарушениях герметичности барьеров анализируется распространение активности в помещениях герметичной оболочки, в окружающей среде. Особые методики
используются при рассмотрении процессов плавления активной зоны, разрушения корпуса, паровых взрывах, абляции бетона, выделении энергии в этих процессах.
В ходе вариантных расчетов выявляются переходные процессы, не приводящие к
нарушению пределов и условий безопасной эксплуатации, устанавливаются необходимые характеристики систем безопасности, ограничивающие повреждения при проектных авариях, разрабатываются меры по управлению запроектными авариями.
1.2.2
Вероятностный анализ
Детерминистский анализ позволяет проследить развитие переходного процесса при
любой последовательности событий, работе систем на основе адекватной модели физических процессов в реактороной установке (РУ), на АС. Однако детерминистский анализ не содержит ответа на вопрос о частотах проявления переходных процессов, приводящих к конечным состояниям, характеризующимся нарушением пределов и условий
безопасной эксплуатации - проектным и запроектным авариям. Эту сторону анализа
безопасности АС выполняет вероятностный анализ безопасности (ВАБ). При ВАБ АС
выявляются наиболее опасные последовательности событий, приводящие к авариям,
предлагаются способы снижения частоты проявления таких опасных последовательностей соответствующим выбором проектных решений. ВАБ АС позволяет оценить,
насколько проектируемая или находящаяся в эксплуатации АС удовлетвворяет требованиям нормативных документов по уровню безопасности.
1.3
1.3.1
Математические методы и модели теории безопасности АС
Общий логико-вероятностный метод
Для исследования задач безопасности систем АС широко применяется алгебра логики, в которой изучаются логические операции над высказываниями.
Понятие логическая функция: Истинное значение высказывания (учи- тывая специфику данной книги, «высказывание» заменим словом «со- бытие»), полученного с
помощью более простых событий, полностью определяется истинными значениями этих
ИС. Поэтому каждой ло- гической операции соответствует функция, принимающая значения 1 или 0, аргументы которой также принимают значения 1 или 0. Такие функции
и называются логическими функциями.
С помощью уравнений алгебры логики можно описать условия опасности системы
7
в теории безопасности или условия работоспособности системы в теории надежности.
Уравнения демонстрируют, из каких элементов (инициирующих условий, исходных событий) и какими соединениями можно обеспечить выполнение заданного системе функционирования или попадания ее в опасное состояние.
В настоящее время для оценки надежности и безопасности сложный систем используется несколько классов методов структурного анализа. Наибольшую известность получили методы дерева событий, дерева отказов, логико-вероятностные, топологические,
GO-технология, логикографические и др. При всем разнообразии эти методы имеют общую следующую методологическую основу:
1. В моделях надежности и безопасности систем применяются простые (бинарные)
случайные события с двумя несовместными исходами.
2. Основным способом постановки задач является построение структурной модели
(схемы) функционирования системы или сценария опасного состояния (или аварии).
3. Математической базой моделирования служит алгебра логики, а основной формой
представления детализированной модели надежности или безопасности системы логическая функция.
4. На основе логической модели строятся различные виды вероятностных (аналитических, статистических, марковских) или других моделей количественной оценки
надежности и безопасности исследуемой системы.
5. По полученным количественным значениям показателей надежжности и безопасности реализуются обоснования проектных и эксплуатационных и других управленческих решений.
6. Громоздкие и трудоемкие этапы структурно-логического моделирования (построение логических функций, расчетных вероятностных и других моделей, выполнение расчетов, реализация методик применения результатов) стремятся максимально автоматизировать и реализовать на ЭВМ.
В данном разделе рассмотрим содержание одного из новых направлений структурнологического моделирования надежности и безопасности, получившего название общего
логико-вероятностного метода (ОЛВМ) и специального аппарата построения структурных моделей СФЦ. В ОЛВМ обычно выделяют четыре последовательно выполняемых
этапа:
1. Первичное структурно-логическое моделирование;
2. Определение логической функции работоспособности модели системы;
8
3. Определение расчетной вероятностной модели системы;
4. Выполнение расчетов системных характеристик надежности и безопасности системы.
Таким образом, из большого числа факторов, влияющих на безопасность и эффективность AC и часто находящихся в тесной связи друг с другом, можно выделить пять
основных:
1. Надежность оборудования ЯЭУ и СД.
2. Ложное формирование аварийных сигналов в то время как аварийная ситуация
отсутствует.
3. Ложное распознавание отказа оборудования.
4. Неремонтопригодность оборудования.
5. Стоимость СД и систем представления информации оперативному персоналу (СПИ).
Тогда целесообразность назначения соответствующих аварийных уставок, необходимость данных СД и СПИ, значимость определенных правил принятия решений при
ликвидации аварийных ситуаций на данной AC может быть получена из анализа следующей математической модели:
nh
i
o
ϕj = ∆ρj = Pa (t)CH −min RH (t, ~h) + Rлp (t, ~u) × ×Kor + Rло (t, ~h) + Pa (t)RHer + Ccд.спи > 0
~h,~
u
, где Kor = Pf (t)Kr − коэффициент, имеющий смысл коэффициента оперативной готовности; Kr − коэффициент готовности СД и СПИ; Rнег = Pнег (t)Cн - риск неготовности
СД и СПИ; Cсд,спи - стоимость СД и СПИ, включая эксплуатационные расходы на
поддержание их работоспособности.
В модели (3.75) отражено весьма важное обстоятельство: сначала должны быть оптимальным образом выбраны правила принятия решения ликвидации j -й аварийной
ситуации по критерию минимума потерь, а затем должен производиться анализ безопасности и эффективности системы «ЯЭУ-СД-СПИ-оперативный персонал». Второе
соображение: в основу модели (3.76) положены два факта:
1. Максимальный ущерб при эксплуатации ЯЭУ равен стоимости данной уставки.
2. Внедрение определенного типа СД и СПИ снижает риск неремонтопригодности
ЯЭУ на величину ∆ρ.
Недостатком модели (3.75) является то, что она позволяет проанализировать безопасность и эффективность AC только в случае невыхода радиоактивных веществ за барьеры безопасности.
9
1.3.2
Марковская модель безопасности АЭС
Вероятности конечных состояний оценивают по изложенной далее методике, основанной на марковской модели безопасности, схема которой дана на рис. 2.4. Материал
этой главы излагается в соответствии с методикой Ю. В. Швыряева [1]. На рис. 2.4 даны
следующие обозначения: символами "0 "l.0 "обозначены безопасные состояния АС, т. е.
такие состояния, значения радиационных показателей в которых не превышают установленных норм. В эти состояния входят при нормальной эксплуатации "0"и состояния
"1.0 "l.0 реализующиеся при проектном протекании аварий, когда возникновение исходных событий сопровождается выполнением всех требуемых функций безопасности;
символами "1.1 "n.1"обозначены состояния с нарушением безопасности, возникаюшие
либо вследствие запроектных ИС, либо вследствие невыполнения одной или нескольких
функций безопасности при проектных ИС (n- полное число аварийных последовательностей с нарушением безопасности); символами λ10 − λn1 обозначены интенсивности
переходов в соответствующие состояния; символами µ1 − µl обозначены интенсивности переходов из безопасных состояний при проектных ИС в состояния нормальной
эксплуатации.
Рис.1 Марковская модель безопасности АС
В настоящей модели предполагается, что состояния с нарушением безопасности являются поглощающими, т. е. восстановление нормальной эксплуатации AC при их реализации либо невозможно, либо нецелесообразно.
Интенсивность перехода в состояние "i.0"выражается формулой
λio (t) = λi (t)Q̄i (t, tp)
10
где λi − интенсивность (частота) i -го ИС; Qi (t, tp)− функция вероятности выполнения
всех требуемых функций безопасности при i -м ИC.
Интенсивность перехода состояния в "i.1"с нарушением безопасности при i -м ИС
вследствие невыполнения одной или нескольких функций безопасности, приводящих к
реализации il -й аварийной последовательности, выражается формулой
λi/ (t) = λi (t)Qi (t, tp)
где Qi (t, tp)− функция вероятности невыполнения функций безопасности для i -й аварийной последовательности или функция условной вероятности реализации i -й АП.
Вероятность реализации i -го состояния с нарушением безопасности определяется
по следующей формуле:
T
Z
Pi1 (T ) =
λi (t)Qi (t, tp)P0 (t)dt
0
где P0 (t)− вероятность реализации безопасного состояния; Qi (t, tp)− определяется по
деревьям событий и деревьям отказов в соответствии c методиками, изложенными в последующих подразделах; T − рассматриваемый интервал времени эксплуатации AC; tp−
время приведения блока в безопасное состояние при возникновении i -го ИC.
Поскольку тяжелые аварии являются крайне редкими событиями, вероятность реализации безопасного состояния АС близка к единице. Если P0 (t) = 1 или Pi1 (T ) << 1,
то формулу (2.43) можно переписать в виде
Z
T
Pi (T ) ≈
λi (t)Qi (t, tp)dt
0
Формула (2.44) выражает консервативную (максимальную) оценку Pi (T ) и рекомендуется в качестве основной зависимости для оценки вероятностей конечных состояний c
нарушением безопасности.
1.3.3
Модель ”Деревьев событий”
Дерево событий (ДС) - графологическая вероятностная модель безопасности (ВМБ),
которая отражает возможные пути развития аварии и определяет конечные состояния
объекта, являющиеся реализацией определенных комбинаций промежуточных событий, влияющих на процессы развития аварии. Эта модель характеризует выполнение
функции безопасности или СБ по локализации или ослаблению аварии. Структурно
ДС можно разделить на две части:
• табличную - в виде ячеек (колонок);
• графическую - в виде логической диаграммы состояний в форме разомкнутого
бинарного графа или дерева
11
Рис2. Дерево событий в виде логичесской диаграммы состояний
В заголовках ячеек таблицы размещаются слева на право: в первой ячейке название
или условное обозначение ИСА, затем в последующих ячейках названия промежуточных событий и справа в последних ячейках - конечные события или последствия ИСА
и количественная оценка вероятности (частоты) для них. В промежуточных ячейках
размещаются заголовки или события:
• состояние или действие функций безопасности по локализации или ограничению
аварий;
• состояние или действие СБ ;
• правильные или ошибочные действия персонала по локализации аварии и восстановлению функции.
В зависимости от вида промежуточных событий применяются функциональные и системные деревья событий (ФДС и СДС). Функциональные ДС. В ФДС в промежуточных ячейках размещаются названия (значение) функций безопасности. Они определяют промежуточные события, характеризующие выполнение или невыполнение рассматриваемой функции безопасности для обеспечения проектного протекания аварии или
ее ослабления. Рисунок 2 отображает пять функций безопасности: аварийный останов
ЯР, управление реактивностью (АЗ-1, СА- ОР), поддержание подкритичности (система подпитки-продувки первого контура и борного регулирования), поддержание запаса
теплоносителя в диапазоне высоких и средних давлений (САОЗ ВД), обеспечение запаса теплоносителя в диапазоне средних и низких давлений (САОЗ НД), отвод тепла
по 2-му контуру.
12
Если обеспечивается выполнение всех функций, то это приводит к первому конечному состоянию с локализацией аварии. При невыполнении одной функции возникает
2-е конечное состояние с повреждением АЗ и небольшим выбросом РАВ, а отказ и трех
функций приводит к аварийному исходу с плавлением АЗ ЯР и большим выбросом
РАВ.
В общем случае ФДС разрабатываются для различных ИСА в целях определения
множества конечных состояний с нарушением безопасности АЭС и подготовки ВМБ
для расчета вероятностей их реализации. Такая разработка предусматривает:
• определение и описание выбранных ИСА и необходимых функций безопасности и
функций персонала для локализации проектных аварий и ослабления запроектных аварий;
• построение ФДС и определение множества конечных состояний в зависимости от
характера последствий;
Aнализ конечных состояний с нарушением безопасности (выбросом РАВ
с разрушением активной зоны) и формулирование задач для ВАБ.
При разработке ФДС могут использоваться следующие наиболее важные функции
безопасности:
1. управление реактивностью реактора (аварийный останов реактора и поддержание
подкритичности);
2. поддержание запаса теплоносителя в первом контуре;
3. отвод тепла по 1-му и 2-му контуру;
4. отвод остаточных тепловыделений;
5. поддержание герметичности 1-го контура (управление давлением);
6. управление давлением 2-го контура;
7. защита целостности ГО;
8. обеспечение механизмов электропитанием;
9. удаление (локализация) РАВ из ГО.
При построении таблицы ФДС функции безопасности размещаются в промежуточных
ячейках последовательно слева направо с учетом зависимости их от выполнения предыдущей функции и в порядке очередности их выполнения во времени. Логическая диаграмма (графическая часть ФДС) строится с учетом выполнения или невыполнения
13
каждой функции в указанной выше последовательности до конечного состояния. Завершается диаграмма формированием таблицы конечных состояний с учетом классификации по видам повреждения. В качестве основных видов конечных состояний (КС)
обычно рассматриваются:
1. КС с выбросом и превышением проектных пределов РАВ, выделившихся в процессе аварии из РУ вследствие невыполнения одной или нескольких локализующих
функций безопасности;
2. КС с разрушением и плавлением активной зоны реактора, вследствие невыполнения одной или нескольких защитных функций безопасности;
3. КС с максимальным выбросом всех РАВ, содержащихся в активной зоне реактора вследствие совместного невыполнения защитных и локализующих функций
безопасности;
4. КС без нарушения безопасности при невыполнении отдельных функций безопасности.
Системные деревья событий. СДС отличаются от ФДС тем, что в промежуточных
ячейках таблицы размещаются названия систем, их отдельных каналов, структурных
частей элементов и действия персонала по локализации ИСА
Рис3. Системное дерево событий
Промежуточные события в графической части ФДС отображают успешное функционирование или отказы систем, или ошибочные действия персонала, влияющие на выполнение функций систем. Этот метод используется для последовательного логического
14
перебора множества различных путей развития аварии - аварийных последовательностей (ветвей дерева событий) на системном уровне. В СДС производится детальная
разработка АП, полученных при построении ФДС в целях определения множества конечных состояний. Эти конечные состояния представляют минимальные сечения СДС.
Минимальные сечения - это АП, для которых рассматриваемое КС реализуется при
минимальном числе отказов систем (или невыполнении функций безопасности). Разработка СДС проводится для моделирования КС и предусматривает:
определение и описание АП; определения перечня структурно-функциональных блоков, непосредственно выполняющих рассматриваемые функции безопасности; построение диаграммы СДС с последующим анализом АП. В указанные блоки входят защитные и локализующие СБ и системы нормальной эксплуатации, выполняющие рассматриваемую функцию безопасности. Для обеспечения функционирования блоков определяются управляющие и обеспечивающие системы (электроснабжения, вентиляции,
технической воды и др.), а также оцениваются действия персонала. Кроме того, составляются структурно-функциональные схемы, включающие все необходимые блоки
для анализа рассматриваемого СДС.
1.3.4
По критериям ”Риск-Эффективность”
Современные ЯЭУ оснащены системами диагностирования (СД), которые помогают
оперативному персоналу быстро оценить аварийную ситуацию и принять правильное
решение. Датчики СД подают сигналы при достижении измеряемых параметров оборудования аварий- ных уставок. Значения уставок при заданных характеристиках датчиков являются основными факторами, определяющими быстродействие и достоверность
принятия решения. Чем выше значение уставки, тем менее система подвержена помехам (шумам). Одновременно с увеличением аварийной уставки растет длительность
аварийной ситуации и повышается вероятность неремонтопригодности оборудования,
т. е. увеличивается вероятность больших экономических потерь. В свою очередь при
низком уровне уставок повышается вероятность ложной остановки оборудования (или
блока), что также приводит к экономическому ущербу. Очевидно, что существует оптимальное (в смысле эффективности) значение аварийных уставок. При этом за показатель эффективности можно принять значение средних экономических потерь за
определенный промежуток времени, образующихся в результате принятия решения по
показаниям датчиков СД. Оптимальное решение (если оно существует) дает минимум
функционала
ρj = Pa (t)RH (h) + Rло (t, h) ⇒ min
h
где Pa (t)− вероятность возникновения ИС за время t ∈ [0, T ] в j -й аварийной ситуации; RH (h)− риск неремонтопригодности оборудования АС - неубывающая функ15
ция значения аварийной уставки h− ограничен сверху значением CH ; Ru(h) 6 CH −
стоимость неремонтопригодности оборудования или его полной замены; Rло (t, h) =
−Pло (t, h)Cло − риск ложной остановки - убывающая функция значения
lim Rло (t, h) = 0
h→∞
Pло (0 6 t 6 T, h)− вероятность ложного отключения оборудования в зависимости от
значений аварийной уставки h за время t ∈ [0, T ]; Cло − стоимость ложного отключения
оборудования (блока).
Функция Rло (t, h) может не иметь экстремальной точки, ее минимум может достигаться при значении аварийной уставки h → ∞.
Рис3. Зависимость риска значений аварийной установки
В этих случаях варьирование значениями аварийных уставок не позволяет достигнуть ушерба менее Ch . Поэтому значения уставок h необходимо искать из условия допустимого уровня ложных срабатываний СД, который должен быть задан (определен)
заранее.
Принятие решения о ликвидации аварийной ситуации оперативным персоналом часто осушествляется по группе из датчиков, т. е. риски RH (t, ~h) и Rло (t, ~h) зависят от
вектора аварийных уставок h = {h1 , h2 , . . . , hm } . При этом распознавание отказавшего
оборудования может осушествляться по разности показаний датчиков, установленных
на параллельно работающих элементах оборудования AC. Тогда целевой функционал
для принятия решения о ликвидации j -й аварийной ситуации имеет вид
h
i
ρj = Pa (t) RH (t, ~h) + Rлp (t, ~u) + Rло (t, ~h) ⇒ min
~h,~
u
16
где Rπp (t, ~u) = Pлр Rno (t, ~h) · Cлр − риск ложного распознания, a Rлp (t, ~u) и Cлp − соответственно вероятность и стоимость ложного распознавания отказов оборудования по
показаниям приборов контроля работоспособности.
Кроме рассмотренных факторов на эффективность системы «ЯЭУСД-оперативный
персонал» влияет еще ряд факторов, таких как:
1. Стоимость СД с учетом затрат на поддержание их в работоспособном состоянии.
2. Надежность технических средств СД (их безотказность и готовность к работе в
требуемый момент времени).
3. Алгоритмы обработки информации в СД.
4. Способ, быстродействие и полнота информации, представляемой оперативному
персоналу и др.
17
Глава 2.
2.1
Применение ВАБ на АЭС
Цели и область применения методики ВАБ
Вероятностный анализ безопасности АС представляет собой комплексный, всесторонний, системный анализ безопасности, в процессе которого разрабатываются
вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и конечных состояний АС с превышением установленных пределов по выбросам радиоактивных продуктов и радиационному воздействию на население и окружающую среду и определяются значения вероятностных показателей безопасности. Результаты ВАБ используются для качественных и количественных оценок
достигнутого уровня безопасности, а также для выработки и принятия решений при
проектировании и эксплуатации АС.
При выполнении ВАБ обнаруживаются те потенциальные аварийные последовательности, которые доминируют в риске, и определяются те элементы систем атомной
станции, которые вносят наиболее весомый вклад в вероятностную оценку реализации
аварийных последовательностей. Системы станции, необходимые для ликвидации последствий инициирующего события, могут быть подвержены отказам по техническим
причинам, отказам из-за ошибок персонала в связи с испытаниями, техническим обслуживанием или эксплуатацией. Таким образом, вероятностный анализ представляет
собой логический инструмент для выявления тех дефицитов безопасности энергоблока
АС, которые могут потребовать существенного внимания, и позволяет решать задачи
по совершенствованию безопасности.
Поскольку качество безопасности АЭС зависит от ммногих факторов, принято разделять вероятностный анализ на четыре уровня, называемые соответственно вероятностным анализом безопасности нулевого уровня (ВАБ-О), первого уровня (ВАБ-1),
второго уровня (ВАБ-2), третьего уровня (ВАБ-3).
ВАБ-0 включает анализ надежности систем и оборудования АС, важных для безопасности. Его выполняют при разработке проектов систем и оборудования. Анализ
надежности проводится с учетом внешних и внутренних воздействий, отказов, в том
числе по общим причинам, ошибочных действий персонала. В ходе ВАБ-0 выбирают
проектные и конструктивные решения, способы защиты от внешних и внутренних воздействий, регламенты технического обслуживания и ремонта. В результате ВАБ-0 получают количественные характеристики надежности важных для безопасности систем
и оборудования АС.
ВАБ-1 включает оценку количества радиоактивных продуктов, выделяющихся в
помещениях АС при повреждении оборудования, систем, содержащих ядерное топливо и радиоактивные вещества. На начальной стадии анализа целесообразно выполнить
18
консервативную оценку, допустив тяжелое повреждение или плавление активной зоны.
В дальнейшем в ходе технического проектирования получают максимально полную
информацию о возможных состояниях и повреждениях активной зоны, других источников радиоактивности в процессе детальных детерминистских расчетов нейтроннофизических, теплогидравлических, механических, химических, металлургических процессов в реакторной установке .
В процессе ВАБ-1:
• определяют множество состояний АС, связанных с отказами оборудования, систем, ошибками персонала, внешними воздействиями;
• определяют подмножество состояний АС, в которых нарушены пределы безопасности, и тяжесть их радиационных последствий;
• для каждой группы состояний АС, имеющей близкие радиационные последствия,
определяют аварийные последовательности (АП), вносящие максимальный вклад
в вероятность появления этой группы состояний. Эти АП называют доминантными. Различные доминантные АП должны иметь близкую вероятность реализации.
Если этого нет, следует найти техническое решение, исключающее резкое превышение вероятности отдельных доминантных АП над другими, добиваясь тем самым сбалансированности технических мер безопасности АС. При этом возможно
перейти к использованию принципиально иного технического решения;
• для основных доминантных АП разрабатывают детальный сценарий и проводят
тщательное моделирование переходного процесса, конечных состояний. Результаты моделирования позволяют разработать технические средства, смягчающие
последствия аварии, инструкции и системы поддержки операторов при авариях,
методы управления запроектными авариями, в том числе планы защиты населения.
ВАБ-2 включает анализ распространения радиоактивных продуктов, расплава активной зоны за пределы РУ в системах их локализации с учетом возможных отказов и
повреждений систем локализации. Исходные события, рассматриваемые при проведении ВАБ-2, получают в ходе ВАБ-1. Целью анализа ВАБ-2 является определение количества и состава радиоактивных веществ, выходящих за пределы системы локализации
при отказах и выбрасываемых в окружающую среду, а также определение вероятности
выбросов. В ходе ВАБ-2 разрабатывают технические средства и организационные меры, уменьшающие вероятность и количество радиоактивных выбросов в окружающую
среду до значений, соответствующих требованиям нормативных документов.
ВАБ-3 включает анализ распространения выбрасываемых АС радиоактивных веществ в окружающей среде, определение радиоактивного заражения местности, оценку
19
доз облучения населения. Исходными данными для ВАБ-3 являются результаты ВАБ2. В ходе ВАБ-3 рассматривают всевозможные пути распространения радиоактивных
продуктов в окружающей среде, учитывают характерные особенности местных природных условий.
По результатам ВАБ-3 разрабатывают планы защиты населения и определяют риск
от АС для населения, окружающей среды.
При выполнении ВАБ используются следующие вероятностные показатели безопасности:
• для ВАБ-0 - вероятность невыполнения заданной функции безопасности, вероятность отказа системы на требование;
• для ВАБ-1 и ВАБ-2 - вероятность повреждения активной зоны с превышением
выхода активности (Р1 < 10−5 год−1 ), вероятность предельного выброса в окружающую среду (Р2 < 10−7 год−1 );
• для ВАБ-3 - вероятность определенной дозы на определенном расстоянии от АС,
эквивалентная доза облучения Д(s) на расстоянии s от АС:
Д (s) = Д̄(T ) =
N
X
P (T, Дi ) · Дi
i=1
где Д(Т) - средняя ожидаемая за время Т доза облучения на расстоянии s от АС;
Р(Т,Дi .) - вероятность дозы величиной Дi . за время Т на расстоянии s от АС; N число состояний АС, приводящих к дозе Дi на расстоянии s от АС.
Индивидуальный риск летального исхода, т.е. математическое ожидание условной
вероятности летального исхода при облучении человека дозой Дi ,
R(T ) =
N
X
Pi (T, Дi ) · ri (Дi )
i=1
где: Pi -вероятность получения человеком дозы Дi при его облучении за время T;
ri (Дi ) - условная вероятность летального исхода при облучении человека дозой Дi ;
N - число возможных состояний АС, приводящих к получению человеком различных
значений дозы Дi .
В основе планирования и проведения риск-информированных инспекций лежит применения результатов ранжирования систем, элементов АС, а также возможных ошибок
персонала на основе ВАБ Результаты ранжирования систем и элементов АС на основе
информации из ВАБ могут быть использованы в различных сферах эксплуатации.
ВАБ могут выполняться на различных стадиях жизненного цикла АС, включая
проектирование, сооружение, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию и снятие с эксплуатации. Наиболее эффективно и со сравнительно небольшими затратами ВАБ могут
20
использоваться на этапе проектирования АС, где их результаты могут служить основой для выработки технических решений, направленных на повышение безопасности и
внедряемых непосредственно в проект АС. Применение ВАБ на этапе проектирования
позволяет создать АС с заданным уровнем безопасности. ВАБ могут быть эффективно
использованы также для разработки мероприятий по повышению безопасности действующих АС.
Полнота ВАБ определяется перечнем рассмотренных исходных событий (ИС). Разработка полномасштабных ВАБ должна производиться для полных перечней внутренних (вызванных отказами систем, элементов или ошибочными действиями персонала
АС), внутриплощадочных (вызванных воздействиями пожаров, затоплений, пароводяных струй, биений трубопроводов, летящих предметов, изменений температур, влажности в помещениях АС) и внешних (вызванных характерными для площадки АС воздействиями природного или техногенного характера) инициирующих событий и с учетом
всех эксплуатационных состояний АС, включая работу на мощности, стояночные режимы, режимы пуска и останова.
2.2
Получение данных для ВАБ
Этап процедуры ВАБ, направленный на получение и разработку всей информации,
необходимой для количественного анализа моделей, включает рассмотрение следующих вопросов: выбор различных моделей, которые описывают стохастическую природу
некоторых факторов, связанных с интересующими событиями, и оценка соответствующих необходимых параметров; определения характера и источника соответствующих
данных; сбор и анализ данных для получения величин необходимых параметров и связанных с ними неопределенностей.
Существуют три основные категории данных:
1. Данные по исходным событиям.
2. Данные по отказам элементов, ремонту, испытаниям, техническому обслуживанию и отказам по общим причинам.
3. Данные по ошибкам персонала.
По каждой из трех категорий данных создаются базы данных (БД). Рассмотрим
более подробно процесс подготовки данных. Каждый из вышеперечисленных разделов
должен содержать общую информацию по исходным данным, методам и результатам.
Должны быть освещены следующие вопросы анализа данных:
• определения событий и их модели (с параметрами);
• определение источников данных и сбор данных, включая обобщенные и конкретные для данной станции источники данных;
21
• методы обработки исходных данных;
• методы объединения обобщенных данных с данными конкретной станции (например, Байесовский);
• допущения и предварительные условия с оценкой их влияния на результаты;
• природа неопределенностей, связанных с данными, включая:
• несоответствие или неопределенность соответствия между источниками данных и
требованиями анализа станций;
• разброс данных;
• качество сбора "сырых"(первичных) данных (например, ограниченные документальные свидетельства об успешной работе систем и элементов).
В итоге анализа информации по исходным данным могут быть составлены таблицы
окончательных исходных данных, которые послужат основой для БД. Они должны
содержать как минимум верхние и нижние пределы, а также средние значения показателей для каждого события, необходимого для модели станции. Все особые случаи
должны быть отмечены и обсуждены в процессе анализа.
Источники данных: основными источниками служит значимая информация, собранная в ходе анализа данных по надежности анализируемой станции с использованием различной станционной эксплуатационной документации (см. Приложение 1).
Это "сырые необработанные данные. Для получения данных для расчетов ВАБ они
должны быть обработаны методами математической статистики. Важным источником
является проектная документация. Необходимо указывать конкретные источники данных, использованные при проведении анализа, а также характеризовать соответствие
этих данных реальности и их достаточность.
2.3
2.3.1
Оценка безопасности
Качественная оценка безопасности
Основные задачи качественного анализа безопасности состоят в установлении степени соответствия проектных решений основным принципам современной концепции
глубокоэшелонированной защиты.
Оценка соответствия проектов АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения приведенным выше детерминистическим принципам с применением результатов ВАБ проведена
на функционально-системном и элементном уровне. Качественная оценка безопасности
на функционально-системном уровне выполнена на основе анализа аварийных последовательностей, в рамках которого:
22
• определен детализированный перечень функций безопасности и критерии успеха
для выполнения каждой функции безопасности,
• проведен анализ зависимостей между отдельными функциями безопасности и системами безопасности,
• определено участие оперативного персонала в управлении систем безопасности,
проведена предварительная оценка соответствия проекта детерминистическим принципам.
Как показал анализ деревьев событий, на большинстве из них отсутствуют аварийные
последовательности с повреждением активной зоны, которые реализуются при отказе
только одной системы безопасности, а подавляющее число аварийных последовательностей с повреждением активной зоны обусловлено совместным отказом двух или более
систем. В частности, аварийные последовательности, возникающие вследствие невыполнения функций отвода тепла через второй контур, реализуются при совместном
отказе активных и пассивных систем отвода тепла по второму контуру. Другим примером являются сценарии с повреждением активной зоны при течах из первого контура,
которые возникают при совместном отказе активной системы аварийного охлаждения
активной зоны и одной из пассивных систем.
Исключение составляют аварийные последовательности при течах из первого контура за пределы защитной оболочки, которые реализуются при неизоляции течи (незакрытии локализующей арматуры на разгерметизированном трубопроводе). Следует, однако, отметить, что снижение частот таких аварийных последовательностей достигается за счет применения принципа конструкционного разнообразия, в соответствии с
которым предусмотрена установка на этих трубопроводах изолирующих задвижек различной конструкции: с пневмо- и электроприводами.
Качественная оценка безопасности на элементном уровне выполнена на основе анализа перечня минимальных сечений. Минимальные сечения представляют собой комбинации минимального числа базовых (первичных) событий функционально- системных
деревьев отказов. Их реализация приводит к последствиям, размеры которых превышают установленные в проекте пределы. В состав минимальных сечений могут входить
совместно с исходными событиями независимые отказы и отказы по общей причине
элементов систем важных для безопасности, ошибочные действия персонала и события,
связанные с осуществлением мер по управлению запроектными авариями (например,
использованием временнóго резервирования для восстановления критических функций
безопасности).
Анализ перечня минимальных сечений позволяет сделать следующие выводы о влиянии различных факторов на безопасность АЭС нового поколения:
• по всему проекту в целом отсутствуют минимальные сечения, содержащие допол23
нительно к исходному событию только один независимый отказ элемента систем
безопасности или только одно ошибочное действие персонала. Исключением является такое запроектное исходное событие, как катастрофический разрыв корпуса
реактора, который непосредственно ведет к повреждению активной зоны, но имеет очень низкую вероятность. Это показывает, что проект систем безопасности
соответствует принципу единичного отказа, и в проекте обеспечена защита от
ошибочных действий эксплуатационного персонала на должном уровне;
• также отсутствуют минимальные сечения, содержащие дополнительно к исходному событию отказы по общей причине одной группы однотипных элементов.
Это подтверждает достаточный уровень защиты от зависимых отказов, отказов
по общей причине и множественных зависимых ошибок персонала.
Анализ качественных результатов ВАБ на системно-функциональном и элементном
уровне показывает, что концепция безопасности, принятая в проектах АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения, обеспечивает выполнение приведенных выше детерминистических принципов современной концепции глубокоэшелонированной защиты.
2.3.2
Количесственная оценка безопасности
Для проведения количественной оценки безопасности использованы следующие результаты, полученные при выполнении ВАБ:
• значения суммарных по всем исходным событиям вероятностей или частот повреждения активной зоны,
• вклады в значение вероятностных показателей безопасности от отдельных исходных событий, отдельных аварийных последовательностей, отдельных функций
безопасности и важных для безопасности систем, оборудования и элементов,
• вклады в значение вероятностных показателей безопасности от отказов по общей
причине и ошибочных действий персонала, а также
• результаты анализов неопределенностей, значимости и чувствительности. Общая
количественная оценка уровня безопасности, достигнутого при проектировании,
проведена на основе сравнения полученной частоты повреждения активной зоны
с целевыми значениями, приведенными в действующих нормативных документах
и технических заданиях на разработку проектов АЭС с реакторами ВВЭР нового
поколения.
Результаты ВАБ, полученные к настоящему времени, показали, что в проектах АЭС с
реакторами ВВЭР нового поколения получен более высокий уровень безопасности по
24
сравнению с действующими АЭС, который полностью удовлетворяет жестким требованиям, предъявляемым к будущим АЭС. В частности, для внутренних исходных событий при работе энергоблока на мощности обеспечено снижение частоты повреждения
активной зоны примерно на 2 порядка по сравнению с действующими АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Такое снижение получено за счет применения новых проектных решений. Следует отметить, что результаты оценок частот повреждения активной зоны по
различным энергоблокам получены с применением, в основном, одинаковых исходных
данных по показателям надежности оборудования, вероятностям ошибочных действий
персонала и частотам исходных событий. Поэтому сравнительный анализ результатов
является вполне корректным и отражает, главным образом, принципиальные различия
в проектных решениях по структуре, принципам действия и режимам использования
систем безопасности.
По результатам анализов вкладов от отказов по общей причине и ошибочных действий персонала проведена оценка эффективности предусмотренных в проекте мер по
защите от влияния таких событий и оценка эффективности использованных в проекте
инженерных принципов безопасности. Анализ вкладчиков в частоту повреждения активной зоны показал, что применение принципа функционального и конструктивного
разнообразия в системах безопасности позволяет обеспечить глубокую защиту от отказов по общей причине, а применение пассивных систем и активных систем, не требующих для своего функционирования вмешательства персонала - от ошибочных действий
персонала.
2.4
2.4.1
Перспективы ВАБ
Использование ВАБ для технических заключений
Ввиду успешности применения первого уровня ВАБ при апостериорном анализе
расширение его применения в этой области сулит дальнейшие выгоды. Было бы полезно более широко применять анализ конкретных станций. Более того, ВАБ можно
было бы более интенсивно применять для систематического контроля безопасности.
Для того, чтобы способствовать развитию мышления в терминах ВАБ среди персонала
ядерных установок, следует вовлекать в эту деятельность станционный персонал. Благодаря тому, что результаты первого уровня относительно легко трансформируются
в технические выводы, многие ВАБ ограничены именно этим уровнем. Вместе с тем,
целостность защитной оболочки в высокой степени связана с фундаментальной целью
ядерной безопасности, т.е. с защитой населения от радиологических опасностей при авариях на ядерных установках. Поэтому результаты ВАБ должны включать по крайней
мере представление наиболее важных заключений в отношении защитной оболочки,
особенно если они существенно зависят от конкретных последовательностей событий и
явлений.
25
Для того чтобы принимаемые решения имели эквивалентную основу для различных
станций, может потребоваться некоторая стандартизация соответствующих процедур.
Это требует, чтобы руководящие принципы1 по ВАБ определяли стандартизованную
методологию в соответствии с современным состоянием науки и техники в этой области. Однако методология ВАБ пока еще не достигла совершенства, и поэтому при
выполнении ВАБ существенный вклад в безопасность может внести критическая позиция исполнителей. Поэтому такие руководящие принципы должны время от времени
приводиться в соответствие с достигнутым уровнем развития ВАБ, который следует
постоянно повышать, проводя нестандартные "поисковые исследования".
2.4.2
Использование в связи с критериями безопасности
В различных странах при проектировании АЭС используются разнообразные детерминистические критерии. Международное сотрудничество в ядерной промышленности
и необходимость четкого разъяснения населению трансграничных уровней безопасности
требуют более последовательного международного подхода в этой области. Вероятностные оценки могут обеспечить существенный вклад в формирование более согласованных, более наглядных и более сопоставимых детерминистических критериев. Однако
необходимо позаботиться о том, чтобы сохранить различие между априорными и апостериорными оценками.
2.4.3
Использование для заключений о приемлимости
Результаты ВАБ могут быть использованы либо для определения значимости различных факторов, вносящих вклад в аварии, либо для вынесения суждений о риске,
создаваемом атомной электростанцией. В последнем случае широко принято, чтобы
решения о приемлемости риска базировались на следующих трех принципах:
1. Существуют уровни риска для отдельных лиц или общества в целом в связи с
использованием технологии, которые не следует допускать безотносительно к полезности технологии. Такие уровни часто называют пределами приемлемости.
2. При риске меньше указанного уровня безопасность не может считаться абсолютной, и знания о том, как ее улучшить, никогда нельзя считать полными. Ответственные действия включают постоянное стремление к снижению риска при
условии, что усилия по достижению этих улучшений не являются необоснованно
высокими.
3. На уровнях, существенно более низких по сравнению с пределом приемлемости,
риск настолько низок, что его следует считать пренебрежимо малым для того, чтобы избежать ненужных затрат ресурсов, отвлекающих внимание от существенных
26
проблем безопасности, могущих привести к большему риску другого типа. (Такой
соответственно низкий уровень иногда называют минимальным пределом.)
27
Заключение
В ходе работы были рассмотрены методы анализа безопасности атомных станций.
Реализация четырёхступенчатого анализа безопасности АЭС снижает риски использования станции к минимуму, позволяет предугадать опасные состояния станции ещё до
момента происшествия проектных и тем более запроектных аварий. Во многих программах мониторинга есть режим слежения в реальном времени
К сожалению, не все факторы можно предвидеть, чему примером может стать японсккая станция "Фукусима". Но ежегодно все станции мира собирают данные о своей
работе, сосставляют на их основе базы данных, что позволяет улучшать ВАБ.
В настоящее время, в связи с развитием компьютерной техники, еcть и более соверенные методы, использующие технологии ВАБ (например, ГА-ДВАБ), но они лишь
улучшают и дополняют и без того неплохую методику защиты АЭС от аварий и населения от АЭС
28
Список литературы
[1] Токмачёв Г.В. Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами
ВВЭР нового поколения, т. 3, -14 стр. -вып.1 (2007)
[2] Острейковский, В.А. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ–
Москва: Физматлит, – 352 с. (2008)
[3] Бегун В.В. и [др.] Вероятностный анализ безопасности атомных станций (ВАБ):
учеб. пособие. – Киев. – 568 с. (2000)
[4] Солонин В.И. Безопасность и надежность реакторных установок: учебное пособие по курсу «Расчеты и проектирование ядерных энергетических установок» –
М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э.Баумана. – 80 с. (1996)
[5] Токмачев Г.В., Федулов М.В. Применение вероятностного анализа безопасности
для решения эксплуатационных проблем на АЭС. – Атомная техника за рубежом,
вып. 12, (2008)
[6] Андреев В.В., Берберова М.А. Разработка моделей, алгоритмов и программного
комплекса для решения задач оценки риска на аэс при запроектных авариях. - вып.
4 (2020)
29
Приложение 1
1
2
1
Проектные
Источники данных для АЭС
3
4
Описание, технологические
Тип, состав, маркировка,
схемы, чертежи,
размещение, а также
электротехнические схемы,
функциональное и физическое
пожарные чертежи
взаимодействие оборудования
станции
2
Эксплуата-
Оперативные журналы
Хронологическая отчетность о
ционные
БЩУ, ежемесячные
событиях, происходящих в
записи
отчеты, отчеты об
процессе эксплуатации,
инцидентах,
различного уровня
представляемые
детализации и широты охвата
регулирующему органу
3
Специфика-
Перечень идентификаторов
Описание наименований
ция систем
систем, матрица
систем, функций, границ и
станции
функционирования систем
указание, какие системы
эксплуатируются в каждом из
режимов работы станции
4
Документа-
Перечни оборудования и
Тип, состав, функциональное
ция на обо-
его элементов
наименование и назначение
рудование
5
6
7
каждого элемента
Документа-
Журналы
Дата, название, тип и
ция по тех-
техобслуживания, заявки
идентификатор элементов и
ническому
на техобслуживание,
систем, требующих
обслужива-
заявки на отдельные
выполнения работ по
нию
работы по
техобслуживанию, выявленные
техобслуживанию, наряды
проблемы и предпринятые
на проведение работ
действия
Документа-
Отчеты о периодических
Процедуры, графики, отчеты
ция по
испытаниях, регламенты
об испытаниях, а также
испытаниям
испытаний, графики
идентификаторы элементов,
испытаний
нуждающихся в испытаниях
Метрологи-
Отчеты, карты, процедуры
То же
ческая до-
метрологических работ
кументация
30