автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.16, диссертация на тему:Исследование, разработка и применение методов оценки надежности персонала при проведении вероятностного анализа безопасности атомных станций

_____ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР

по НАРОДНОМУ ОБРАЗОВАНИЮ

, : ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

На правах рукописи УДК 621.311.25:631.039:681.3

' Деревянкин Александр Альбертович

ИССЛЕДОВАНИЕ, РАЗРАБОТКА И ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОВ' ОЦЕНКИ НАДЕЖНОСТИ ПЕРСОНАЛА ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЯ

Специальность: 05.13.16. - Применение вычислительной техники,

математических методов в научных исследованиях ( физика, информатика, вычислительная техника и автоматизация)

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва , 1990 г.

Работа выполнена во ВСЕСОЮЗНОМ ГОСУДАРСТВЕННОМ НАУЧНОИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ ПРЕКТНО-КОНСТРУКТОРСКОМ и ИЗЫСКАТЕЛЬСКОМ ИНСТИТУТЕ " АТОЮНЕРГОПРОЕКТ "

Научный руководитель : кандидат технических наук

Ю.В. Швыряев

Официальные оппоненты : доктор технических наук,

профессор К А. Острейковский кандидат технических наук Е.Ф. Поляков*

Ведущая организация : ОКБМ, г. Нижний Новгород

Зашита состоится" 199 X г. в ^'часов на заседа-

нии специализированного совета К 06427.01 в Обнинском институте атомной энергетики по адресу: Калужская обл., Обнинск, ИАТЭ.

Отзывы на автореферат /в двух экземплярах .заверенных печатью/ просим выслать по адресу: 249020, Калужская обл., Обнинск, ИАТЭ.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАТЭ. Автореферат разослан -С 1990г.

Ученый секретарь специализированного совета, кандидат техни«г чх наук/|

А.И. Перегуда

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

АКТУАЛЬНОСТЬ ТЕМЫ. Шдобно другим . видам промышленной деятельности использование ядерной энергии сопровождается возникновением вредных факторов,- потенциально опасных для человека и окружающей среды. Наряду с техническими средствами АЭС действия персонала могут оказывать существенное влияние на уровень безопасности ядерного энергоблока как в режимах нормальной эксплуатации, так и в процессе развития аварий. Авария в Чернобыле привела к необходимости решения ряда научно-технических проблем, в том числе таких, как уменьшение чувствительности реакторных систем к ошибкам персонала Одним из эффективных методов решения этой задачи является анализ влияния человеческого фактора на безопасность атомных станций в процессе проведения вероятностного анализа безопасности АЭС на этапе проектирования и разработка мероприятий по повышению надежности персонала.

ЦЕЛЬ РАБОТЫ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЯ. Целью настоящей работы является разработка методических материалов и обеспечение их необходимыми исходными данными для количественной оценки показателей надежности персонала, используемых при расчете вероятностных показателей безопасности АЭС на этапе проектирования. В работе поставлены и решены следующие задачи :

1) проведен комплекс исследований деятельности и надежности действий оперативного персонала действующих АЭС в условиях нормальной эксплуатации и имитации аварийных ситуаций на полномасштабном тренажере АЭС с реактором ВВЭР;

2) разработаны структурная и функциональная модели эргатичес-кой(человеко-машинной) системы "Персонал-КТС АСУ ТП-энергоблок АЭС";

3) разработана методика системного анализа надежности персонала (АНП) АЭС применительно к проведению вероятностного анализа безопасности (БАБ) АЭС на этапе проектирования;

4) на основе экспериментально-статистических исследований получены исходные данные для проведения количественных оценок надежности персонала с учетом специфики щитов управления отечественных . АЭС с реакторами ББЭР; ^

5) проведены практические анализы надежности персонала для эценок частоты исходных событий и вероятностей повреждения активной зоны реакторов ВВЭР-440 и 1000 типовых блоков АЭС.

НАУЧНАЯ НОВИЗНА РАБОТЫ заключается:

1) в разработке теоретической модели системы "Персонал-КТС АСУ ГП-энергоблок АЭС", номенклатуры показателей и методики анализа надежности персонала для обеспечения вероятностного анализа беаопас-юсти атомных станций;

2) в разработке методики и проведении экспериментально-статис-

тических исследований для определения показателей надежности оперативного персонала при нормальной эксплуатации и авариях на АЭС;

3) в проведении практических анализов надежности персонала для оценки его вклада в частоту возникновения исходных событий на АЭС с реакторами ВВЭР-440 и вероятностей повреждения активной зоны реактора ВВЭР-440 и 1000.

. НА ЗАЩИТУ ВЫНОСЯТСЯ : ■

1) структурная и функциональная модели, номенклатура показателей и методика надежности персонала применительно вероятностному анализу безопасности АЭС на этапе проектирования;

2) основные результаты экспериментально-статистического исследования характеристик деятельности и надежности персонала действую-' ШИХ АЭС с реакторами ВВЭР-440 и 1000;

3) совокупность количественных оценок влияния оперативного персонала на безопасность конкретных блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР.

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЗНАЧИМОСТЬ работы состоит :

1) в применении разработанной методики анализа надежности персонала и полученных исходных данных по надежности оперативного персонала при количественных оценках вклада персонала в вероятностные показатели безопасности действующих и новых поколений АЭС с реакторами ВВЭР для обоснования их безопасности на этапе проектирования;

2) в обеспечении методикой анализа и соответствующей базой данных по надежности персонала отраслевого методического материала 'Тутоводство по проведению вероятностного анализа безопасности АЭС на этапе проектирования";

3) в обосновании норм обслуживания оперативного персонала блочных щитов управления (БШУ) энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-440 и 1000 в стационарном режиме их работы в результате проведения промышленного эксперимента по оценке параметров потоков требований на действия персонала на 3,4 и 5 блоках НВАЭС;

4) в возможности использования разработанной методики анализа надежности персонала для оценки эффективности, обоснования и выработки практических рекомендаций по совершенствованию проектов АСУ ТП, отдельных технических средств и компановки блочных щитов управления АЭС;

5) в возможности использования результатов практических оценок надежности персонала при проведении вероятностного анализа безопасности АЭС для совершенствования существующих и разработки новых инструкций по эксплуатации в части преодоления непроектных аварийных последовательностей для персонала АЭС с реакторами ВВЭР и ДРУ7 гих мероприятий по повышению надежности персонала, включая обучение на тренажерах;

6) в возможности использования ревультатов практических иооле-

дований и оценок надежности персонала для создания баз знаний разрабатываемых экспертных систем поддержки операторов применительно к режимам с нарушением нормальной эксплуатации и авариям на АЭС с ре-, акторами ВВЭР»

Перечисленные в пунктах 1) - 3) методические разработки .результаты исследований и конкретных анализов надежности персонала по работе внедрены в практику, о чем имеются соответствующие акты.

АППРОБАЦИЯ РАБОТЫ. Проведенные по разработанной методике конкретные анализы надежности персонала включены в разделы по обоснованию безопасности 5-ти проектов АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (R-320). Результаты оценок надежности персонала 1 и 2 блоков АЭС "Пакш" ( ВНР' ) были подвергнуты совместному анализу представителей стран-участниц Программы координированных исследований в области методологии вероятностного анализа безопасности АЭС, проводимой по инициативе и при участии экспертов МАГАТЭ. Результаты анализа надежности персонала АЭС "Темелин" ( ЧСФР ) в составе документации по обоснованию безопасности первых блоков этого объекта были представлены и прошли предварительную техническую экспертизу МАГАТЭ.

Методические положения и результаты конкретных исследований надежности персонала докладывались на 3-х всесоюзных семинарах и конференциях (Паланга 1982г., Киев 1985 и 1986гг.) и на лекции в школе МАГАТЭ при обучении специалистов по проведению-вероятностного анализа безопасности АЭС (Обнинск 1989г.).

ПУБЛИКАЦИИ. Основные результаты работы и методические разработки по теме диссертации опубликованы в 8-ми статьях союзных и отраслевых изданий и изложены в 10-и научно-технических отчетах.

СТРУКТУРА И ОБЪЕМ РАБОТЫ. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и приложений. Работа изложена на 200 страницах машинописного текста, в том числе: основного текста - 150 страниц, 17 рисунков, 17 таблиц, библиографический список из 100 наименований и приложение, включающее 12 рисунков и 15 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

ВО ВВЕДЕНИИ приводится обоснование актуальности работы, сформулирована ее цель и дано краткое изложение ее содержания.

В ПЕРВОЙ ГЛАВЕ приводится аналитический обзор состояния методологии исследования и анализов надежности эргатических (человеко-машинных) систем и зарубежных методик анализа надежности персонала применительно к вероятностному анализу безопасности АЭС, выявляются наиболее неизученные аспекты этой проблемы и формулируется постановка задачи исследования.

Как эргатическая система управляемый персоналом энергоблок АЭС сочетает в себе самые противоречивые свойства: целесообразность и программированное^, нормативность и стохастичность и др. Все это дополняется типичными свойствами сложных систем: многоэлементностью, многофункциональностью, многоуровневой иерархией. Поэтому для исследования и анализа надежности таких систем используется системный подход.

Методы исследования человеко-машинных систем сложились в смежных областях науки: кибернетике, инженерной психологии, физиологии человека, эргономике и др. При этом выделяют следующие методы: психофизиологические; инженерно-психологические; экспериментально-статистические; качественные; математические. Из группы математических методов наиболее часто применяются модели теории информации, массового обслуживания, автоматического управления, автоматов, статистических решений, марковские и булевы модели надежности и статистического моделирование Мэнте-Карло ), Методов, одинаково хорошо учитывающих все аспекты деятельности человека, практически не существует. Поэтому при решении задач человеческого фактора, как правило, применяются их сочетания .

В отечественной практике для анализа надежности и эффективности эргатических систем в различит отраслях техники широко используется обобщенный структурный метод ( ОСМ ) проф. АЛ. Гусинского, который, в последние годы'получил дальнейшее развитие в методологии функциональных сетей.

В зарубежной практике методология анализа надежности человека ( HRA ) при проведении вероятностного анализа безопасности АЭС I PSA ) существует и совершенствуется более 16 лет и включает широкий спектр методов, позволяющих с определенной степенью консерватизма оценивать влияние человеческого фактора на уровень риска опасных воздействий АЭС на население и окружающую среду. Существует несколько методических справочников и баз данных для проведения оценок надежности персонала, однако методики, позволяющей решать все необходимые с точки зрения полноты охвата проблем ВАБ на этапе проектирования не существует. Наиболее известные и широко применяемые за рубежем методики - Методика прогноза интенсивности ошибок персонала THERPC США ), Анализ методом ошибок и следствий FMEA, Методика дерева отказов ( FTM ) и Методика анализа задач ( NUREG/CR-1278 ). Последняя считается в перспективе наиболее эффективным подходом при условии ее дальнейшего расширения и детализации.

Наиболее пригодным источником данных по надежности персонала также является Справочник по анализу надежности -персонала NUREG/CR-1278. В основном - это данные эксплуатации АЭС США, которые, однако, требуют обоснования для применения в отечественной практике из-за

различий в степени автоматизации АЭС, дизайне щитов управления, организации деятельности персонала и других причин.

В заключении главы сформулированы основные задачи работы:

1) разработать методику анализа надежности персонала ( АНП ), как составную часть методики вероятностного анализа безопасности ( ВАБ ) АЭС на этапе проектирования;

2) обеспечить методику АНП необходимой базой количественных исходных данных на основе экспериментально-статистических исследований на действующих блоках и тренажере АЭС с реакторами ВВЭР;

3) опробовать применимость разработанной методики на основе ее практического использования при проведении ВАБ реального объекта.

ТО ВТОРОЙ ГЛАВЕ рассмотрены основные этапы вероятностного анализа безопасности АЭС, структурная и функциональная модели системы "Персонал-КТС АСУ ТП-энергоблок АЭС" и специфические факторы деятельности персонала,подлежащие учету при проведении анализа надежности персонала в ВАБ.

В качестве вероятностных показателей используются: Рз(Т)- вероятность безопасной эксплуатации АЭС; Рг(Т)- вероятность нарушения безопасности АЭС; Рс(Т)- вероятность повреждения активной зоны реактора.

Этапы проведения вероятностного анализа безопасности АЭС представлены на рис. 1.

Проведение ВАБ является итеративным процессом, лпри котором каждое повторение этапов осуществляется после детализации и уточнения результатов анализа посредством обращения к подчиненным методикам: анализа надежности технических систем, персонала, теплофизи-ческих процессов и радиационных последствий. В соответствии с такой структурой ВАБ. анализ надежности персонала ( АНП ) для действий при авариях выполняется после того, как будет сформулирована его задача в результате выполнения этапа анализа аварийных последовательностей. Кроме того, формулировка задач для функций персонала, выполняемых при техническом обслуживании систем безопасности осуществляется при выполнении анализа надежности технических систем.

Анализ аварийных последовательностей проводится с целью определения, полного набора конечных состояний АЭС с нарушением безопасности или повреждением активной зоны. При анализе используются два вида логических диаграмм: функциональные и системные деревья событий ( ФДС и СДС ). При этом СДС разрабатываются на основе ФДС и являются их дальнейшей детализацией. В качестве основных событий на функциональных деревьях отображаются ситуации, связанные с невыполнением функций безопасности или персонала, приводящие к реализации конечных состояний АЭС с нарушением безопасности ( см. рис. 2 ). На системных деревьях - это события, связанные с отказами отдельных

Рис.1. Этапы проведения иеролтностного анализа безопасности АЭС,

ис Функции безопасности Конечные состояния (КС)

Л ее Аварийные посл-ти САН) Тип КС

о У У У У ✓ 2 3 4 5' 6 ¥ 6 е ■и. ■6 / /А /рли /Р2± & ¿, Я я /¿1 Я.1

и II 11 1 и- 1 Л 1 1 1 1 1 'и> 1 -1 I- 1 ^ 1 II Г1-II 1 и ! 1 ! ^ 1 1 ■ 1 —+*»>/> ! ' ^ \ /Ъ /О £ />£ 1 ------Т1- 1 1 | 1___

Примечание: Перечень обозначений на

тр -маловероятная АП;

У -выполнение функции не требуется;

/^/-Лункциг^ге может "5ыть выполнена по причине невыполнения р2 и ^ ; >

$ ^-%нкция выполняется с участием персонала (Фо,®^-

' (функции персонала)

а р данном анализе не рассматриваются.

Рис.2, функциональное дерево событий для авмии со средней течью и обесточиванием АоО с реактором ВВ<Зг1440 ,

систем или их частей и функций персонала, связанных с этими системами. На диаграммах деревьев событий функции персонала отмечены окружностями. Дальнейшей детализацией моделей безопасности, в которых присутствуют функции персонала являются деревья отказов, элементами которых являются отказы отдельных компонентов систем и функции персонала, связанные с их техническим обслуживанием.

Количественная оценка вероятностей конечных состояний АЭС проводится в следующем порядке:

1. В результате анализа функционального дерева событий для выделенной группы исходных событий. Ji определяется множество конечных состояний АЭС, Grki-iLki,RkiJ?Lki>j,fle Lki,Rki,RLki-конечные состояния соответственно с невыполнением локализующих функций безо-пасности(возможен недопустимый выброс радионуклидов в окружающую среду),с невыполнением защитных функций безопасности( возможно повреждение активной зоны реактора),с совместным невыполнением защитных ■ и локализующих функций безопасности ( возможны наиболее тяжелые комбинированные последствия).

2. Для каждого конечного состояния подмножества Grki разрабатывается системное дерево событий, с помощью которого определяется множество конечных состояний Hki-Wki> «= Grci.возникающих в результате пересечения событий .которые представляют собой комбинации .отказов систем или невыполнения функций персонала, приводящих к реализации данного конечного состояния.

3. Для каждого пересечения событий ,Uni,разрабатывается дерево отказов,с помощью которого оценивается вероятность его реализации на интервале /0,Т/ по формуле:

т

PniCUni.T)- I ViCt) П Qm(t)dt , Cl) ameUni

'о

где Wi(t) -суммарный параметр потока i-ой группы исходных событий;

Qm(t) -функция вероятности отказа ш-ой системы безопасности или невыполнения m-ой функции персонала при возникновении i-ой группы исходных событий; « аш -событие .связанное с отказом m-ой системы безопаснос-

ти или невыполнением m-ой функции персонала .входящих в пересечение событий Uni.

Персонал выполняет важные для безопасности функции в составе АСУ ТП ядерного энергоблока с помощью соответствующего комплекса технических средств (КТО), и, в соответствии е системным подходом,

должен рассматриваться во взаимосвязи с остальными компонентами АЭС,

как целостная система. Для рассмотрения событий, определяющих надежность персонала во взаимодействии с техническими средствами щита управления и объекта управления были разработаны структурная и функциональная модели системы "Персонал-КТС АСУ- ТП-энергоблок АЭС". Структурная модель такой системы представлена на рис. 3. .

Основнымии элементами системы являются: О технологический объект управления (ТОУ); L-исполнительные органы (КО); А- комплекс технических средств АСУ ТП энергоблока АЭС; В-оперативный персонал . блочного щита управления (БЩУ); Е-вспомогательный оперативный•(технологический и эксплуатационный) персонал АЭС; М-ремонтный (неоперативный) персонал АЭС. В процессе работы объекта управления могут возникать отклонения значений параметров и характеристик до уровней, требующих внешнего воздействия со стороны АСУ ТП энергоблока. Причинами таких отклонений могут быть либо случайные или режимные откло- , нения в системе, либо отказы компонентов объекта управления, которые характеризуются соответственно потоками событий возмущений w(t) и отказов A (t). Информация об этих событиях поступает в АСУ ТП энергоблока в виде суммарного потока требований на ее работу.Компен-сация соответствующих возмущений и отказов в системе осуществляется . автоматически иличоперативным персоналом с помощью ..исполнительных органов в виде потока компенсирующих воздействий c(LO), или неоперативным ремонтные персоналом М в виде потока с(М0).

Комплекс технических средств (КТС) АСУ ТП энергоблока включает средства контроля (СК") параметров объекта управления, средства автоматического и дистанционного управления и другие технические системы. КТС выполняет функции контроля и управления в автоматическом режиме путем формирования потока управляющих команд u(AL) в результате обработки соответствующей информации 1(0А) и i(LA). В процессе работы КТС возможно возникновение отказов его компонентов, которые характеризуются соответствующими потоками cL (t). Аналогично рассматриваются взаимосвязи других компонентов системы в виде потоков информации, управляющих и компенсирующих действий.

На основании структурной модели системы "Пэрсонал-КТС АСУ ТП-энергоблок АЭС" построена функциональная модель ( см. рис.4 ), позволяющая рассмотреть особенности взаимодействия ее эргатических и технических элементов в процессе функционирования, а также последствия их отказов и ошибочных действий персонала в режимах нормальной эксплуатации АЭС и при авариях.

Отклонения контролируемых параметров, возникающие вследствие возмущений или отказов объекта управления, формируют поток требований на срабатывание технических систем или действия персонала wo и ta. Измерительные цепи (блоки АО и А1 ) проеобразуют отклонения физических параметров объекта управления в сигналы, поступающие соответ-

Рис. 3. Обобщённая структура системы" Пврсвнад-КГС АСУ ТП-

ственно на вход управляющей части автоматической системы А2 или на средства отображения оперативному персоналу А1, который осуществляет таким образом контроль параметров объекта управления, Ф1. Последующая работа системы определяется выполнением условий 1 и 2. В соответствии с условием 1, если отклонения параметров достигли уровня, требующего их компенсации, то управляющая часть системы А2 выраба-. тывает управляющие сигналы, поступающие на исполнительные механизмы 1Л, которые осуществляют компенсирующие действия, с(Ю) , вследствие чего величина контролируемого параметра возвращается к своему заданному значению.Если условие 1 не выполняется, то в соответствии с условием 2, предусмотрена возможность их дистанционного ( оперативным персоналом ) регулирования по пути А1ФИЙА61Л. в случае невыполнения условия 2, происходит отказ системы. Аналогичные способы функционирования системы "Переонал-КТС АСУ ТП-энергоблок АЭС" возможны также и при отказах других компонентов системыЛЗ соответствии с описанными моделями системы могут быть выделены все необходимые для анализа надежности особенности системы.

В ТРЕТЬЕЙ ГЛАВЕ изложены основные положения методики . оценки показателей надежности персонала и соответствующих вероятностных показателей безопасности АЭС на этапе проектирования.

Задачи персонала структурно состоят из функций персонала (ФП). При этом:

-невыполнение или неправильное выполнение функций персонала при нормальной эксплуатации АЭС может приводить к возникновению исходных событий аварий ( ИС ); ' '

-невыполнение или неправильное выполнение функций технического обслуживания и восстановления ( ремонта ) может приводить к него- . товноети технических систем АЭС или их отдельных частей ( каналов ) выполнять свои функции при авариях;

-невыполнение или неправильное выполнение функций персонала при авариях приводит к непроектным аварийным последовательностям и конечным состояниям АЭС с нарушением безопасности.

Функции персонала выполняются" при возникновении некоторых объективных требований на их выполнение. С учетом наличия или отсутствия таких требований ошибки делятся на три категории:

О-ошибочное невыполнение ( пропуск, отказ от выполнения ) требуемых функций персонала;

С-ошибочное выполнение ( не отвечающее некоторым критериям качества ) требуемых функций персонала;

г-ложное действие, т.е. ошибочное выполнение действия при отсутствии требования на его выполнение.

При "анализе учитываются все основные особенности или факторы

девтедъноотк ( <ЯД ) персонала два

Номенклатура итоговых показателей надежности персонала включает следующие единичные й комплексные характеристики:

кл - параметр потока (частота) г-ой группы ложных действий персонала, возникающих в процессе нормальной эксплуатации АЭС при отсутствии требований на их выполнение и приводящих к возникновению исходного события или отказам систем;

<ЗГг~- условная вероятность г-ой группы ошибок персонала, возни- ■ кающих при выполнении персоналом Г-ой функции и приводящих к возникновению ИС, отказам систем или непроектным аварийным последствиям;

ОГРО- условная вероятность невыполнения (пропуска), неправильного (некачественного) или несвоевременного выполнения Г-ой функции персонала в течение допустимого времени приводящего к возникновению ИС, отказам систем или непроектным аварийным последовательностям.

Исходные данные для проведения анализа надежности персонала содержат качественные и количественные данные. Качественные данные включают: алгоритмы (инструкции); описание условий и особенностей деятельности персонала и описание технических средств АСУ ТП, используемых персоналом при выполнении рассматриваемых функций. Количественные исходные данные включают: у/Г- параметры потоков требований на выполнение функций; сС/А располагаемое (допустимое) время выполнения функций; угг- параметры потоков ложных действий персонала; г Л - условные вероятности ошибок и времена выполнения персоналом отдельных действий или операций.

• Анализ надежности персонала проводится в два этапа: качественный и количественный анализы надежности.

При проведении качественного анализа надь^'ости персонала выполняются следующие процедуры:

1. Определение функций персонала,выполнение которых влияет ' на возникновение рассматриваемой группы последствий;

2. Определение места .выделенных функций персонала в разработанных моделях надежности систем и безопасности АЭС(деревьях отказов, системных и функциональных деревьях событий);

а Выбор итоговых показателей надежности персонала при выполнении выделенных функций;

4. Анализ алгоритмов (инструкций) выполнения рассматриваемых функций персонала с учетом особенностей его деятельности;

5. Разработка и анализ структурно-логических моделей надежности персонала при выполнении рассматриваемых функций ( деревьев ошибок, см. рис.5 );

6. Анализ и группировка конечных состояний дерева ошибок;

7. Подготовка исходных даннных для проведения количественного аналива надежности персонала.

Требование на выполнение функции ®о

V

1. Диагностика исходного события, планирование действий и выдача рас-у поряжения о вып олнении (Ттункций расхолаживания через ЬГ,У_А

2. КОНТроль работы ЕРУ_А р режиме (¿\— поддержания давления^ авт оматиче ски УУ

3. Переключение одного ЕРУ_А в режим дистанционного управления

4. Периодическое воздействие на клапан ьРУ_А с целью расхолаживания4" активной зоны со скоростью ^Ц/час

5. Ц

одпитка парогенераторов из

деаэраторов

Контроль подпитки деаэраторов иэ> баков запаса конденсата

VI КС Тип '' п Л-и вО/7

У ¿о* *

----- £ а± -4

3 о£ -в-Ло

■ ис.

Успешное выполнение функции ®о

Дерево ошибок персонала для (Тгункции расхолаживания активной зоны через ЕРУ-А, Фо.

в

- 15 -

Количественный анализ проводится в следующем порядке:

1. Рассчитываются вероятностные и временные показатели ко, нечных состояний (КС) дерева ошибок по формулам:

Рк - /7 ri , ( 2 )

aie.Ik

МТк -X ti ( 3 )

aie Ik

где Pk - условная вероятность реализации к-го исхода;

МТк - математическое ожидание времен^ реализации k-го конечного состояния;

ri - условная вероятность реализации i-ro события (ошибки или успешного выполнения) на пути к достижению k-го состояния;

ti - среднее время (математическое ожидание) выполнение i-ой операции при попадании в k-е конечное состояние;

ai - событие, связанное с ошибкой или успешным выполнением i-ой операции;

Ik - число (множество) событий на последовательности, приводящей к k-му конечному состоянию.

2. Рассчитываются показатели вероятности и времени реализации конечного состояния с последствием типа х:

%

Px = ZPk ( 4 )

bkeKx

2 Pk-MTk bkeKx

МГх -----------------------, ( 5 )

Px

где Px - условная вероятность выполнения функций персонала с конечным состоянием типа х;

МТх - математическое ожидание Бремени выполнения функции, персонала с конечным состоянием типа х;

bk - событие, связанное с реализацией k-го конечного состояния типа х;

Кх - множество конечных состояний дерева ошибок, относящихся к типу х.

3. При наличии ограничения на время выполнения функции персонала для группы успешных конечных состояний ( x-f ) рассчитывается вероятность несвоевременного выполнения функции за допустимое время L f:

8f - е МГ . ( 6 )

4 Итоговый показатель надежности персонала- условная вероятность невыполнения (неправильного или несвоевременного выполнения) функции персонала f рассчитывается по формуле:

Qf - 1 - Pf +Pf Of . ( 7 )

В ЧЕТВЕРТОЙ ГЛАВЕ представлены основные положения экспериментально-статистических исследований деятельности и характеристик надежности оперативного персонала на действующих блоках и тренажере АЭС с реакторами ВВЭР и приведены основные результаты этих исследований.

На первом этапе исследований были получены экспертные оценки персонала по взаимодействию^ с КТС АСУ ТЕ Для исследования были выбраны 3,4 и Б блоки Нововоронежской АЭС, имеющие наибольшие наработки времени эксплуатации и высококвалифицированный состав оперативного персонала. Всего было проанкетировано 30 операторов. Из средств отображения информации ненадежными считаются многоточечные регистрирующие приборы, самописцы и- системы' вызывного контроля. Операторы высказали пожелание о введении некоторых средств дистанционного управления на БЩУ вместо привлечения обходчиков. Отмечается ненадежность блоков управления по вызову. Все операторы исследуемых должностёй при выполнеии пуско-остановочных и ликвидации аварийных режимов признали необходимой помощь привлекаемого персонала в количестве одного резервного по вахте обходчика основного оборудования.

На втором этапе была проведена экспериментально-статистическая оценка потоков требований на выполнение функций оперативного персонала при нормальной эксплуатации 3,4 и 5 блоков Нововоронекской АЭС. Параметры потоков требований определялись дифференцировано по типам операций и технических средств АСУ ТП. По результатам исследования были сделаны следующие выводы:

1. Суммарный параметр потока требований, приходящийся на одного оператора ВШУ, без учета регулярного контроля параметров,заносимых в суточную ведомость, составляет 30í40 1/ч, а с учетом регулярного потока - 70:75 1/ч.

2.Требования на выполнение контрольных операций составляют 7СН 90% от этого потока, а требования по управлению составляют 30fl0%.

аВыявлена низкая оперативная загруженность, что является специфичной для блоков с реакторами ВВЭР в основном(стационарном) режиме их работы .которая должна учитываться при анализе надежности персонала.

В результате этой работы были получены частоты требований на

основные действия персонала при нормальной эксплуатации АЭС, которые могут быть использованы при оценках интенсивностей исходных событий, возникающих по вине персонала. Основные характеристики потоков требований для АЭС с ВВЭР приведены в таблице.1.

Заключительным этапом исследований было проведение статистической оценки надежности действий оперативного персонала в процессе обучения и переподготовки опытного персонала действующих АЭС на тренажере ВВЭР-440 Нововоронежского учебного центра. Исследование проводилось на основе данных оперативных журналов и алгоритмов действий персонала по специально разработанной методике.

ЧВ результате выполнения этого этапа работы были получены оценки показателей надежности персонала при выполнении отдельных действий в соответствии с предписанными инструкциями как в режимах нормальной эксплуатации, так и при авариях на АЭС. Были получены важные характеристики для обеспечения исходными данными методики анализа надежности персонала отечественных АЭС с реакторами ВВЭР. В таблице 2. приведены результаты этого исследования, которые вошли в разрабатываемую автором в настоящее время базу данных по надежности персонала для обеспечения ВАБ.

В ПЯТОЙ ГЛАВЕ содержатся результаты количественной оценки влияния персонала на безопасность конкретных энергоблоков АЭС- , для трех вариантов задач анализа надежности персонала.

Первая задача представляет собой оценку частоты потенциальных исходных событий на АЭС с ВВЭР-440 (В-213).

Реакторы типа ВВЭР, как известно, могут работать при сниженной нагрузке с неполным количеством циркуляционных петель .что позволяет, не останавливая реактор, отключать отдельные петли и устранять возникающие в них дефекты. Такие режимы, в отличие от останова блока, позволяют сохранять ресурс реактора и оборудования рабочих петель. Однако при этом возникает возможность опасных ошибочных действий персонала и их опасных последствий, вплоть до возникновения ИС. Для оценки возможностей и частоты возникновения таких событий был проведен анализ надежности персонала .результаты которого показали, что возможной ошибкой, способной привести к исходным событиям типа переходных процессов (транзиентов) является чрезмерное открытие главной запорной задвижки на холодной нитке аварийной петли. При первоначально предложенных процедурах проведения рассматриваемого режима такая ошибка с частотой 1.0x10-2 1/год приведет к попаданию холодной воды ( 220°С ) в выходную камеру реактора и опасному росту его нейтронной мощности. Вклад событий этого типа сравним по частоте и последствиям с авариями при разгерметизации второго контура. Для исключения таких ситуаций в инструкцию по проведению этих режимов были введены изменения, при которых открытие соответствующей

Параметры потоков требований иа вьполнение Функций оперативного персонала АЭС с ВВЭР.

NN

n/h

Функция оперативного персонала

Параметр потока требований ,W£, 1/час

ВВЭР—440 ! ВВЭР-1000

1.КОНТРОЛЬНЫЕ ФУНКЦИИ - Фк

1.1.Температурнь« контроль параметров ак— 3,0 тивной зоны (по теплоносителю)

1_2.Температурный контроль внутриреакторных 2,0 параметров (кассеты СУЗ)

1.3.Контроль нейтронной мощности 0,1

1.4.Контроль показаний аппаратуры аварийной 0,7 аварийной защиты по мощности

1.5.Контроль положения групп кассет СУЗ 0,07

1.6.Контроль средней температуры 1,0 теплоносителя в первом контуре

1.7.Контроль других(за исключением п.1.1и1_6) 1,0 параметров теплоносителя первого контура

1.8.Контроль параметров продувки-подпитки 0,4 первого контура

1.9.Контроль уровня в компенсаторе давления 1,0

1.10.Контроль друга<х(за исключением п.1.9) 0,02 параметров компенсатора давления

1.11.Контроль перепада давления на плавных 0,8 циркуляцгонных насосах(ГЦН)

1.12.Контроль параметров чистого конденсата -

1.13.Контроль параметров промконтура(ПК) 0,2

1.14.Контроль параметров спецгазоочистки —

1.15.Контроль параметров второго контура 0,6 (в основном ГПК )

1.16.Контроль давления в боксе парогенераторов 0,3

1.17.Контроль параметров системы вентиляции -

1.18.Оперативный контроль(внеочередное 0,01

опробование) аварийной сигнализации

2.УПРАВЛЯЮЩИЕ ФУНКЦИИ Фс

2.1.Управление органами СУЗ(групповое и 0,4 индивидуальное)

2.2.Управление подачей реагентов в систему 0,03 подпитки первого контура (насосы и арматура борного регулирования)

2.3.Управление подачей чистого конденсата 1,4 в систему подпитки первого контура(насосы

и арматура)

2.4.Управление подачей подпиточной воды 0,5 в первьй контур(насосы,арматура.блокировки)

2.5.Управление расходом продувочной воды 0,4 первого контура(арматура)

2.6.Управление(регулирование) уровнем в — компенсаторе давления

2.7.Управление температурой (давлением) 0,3 компенсатора давления (регуляторы электронагревателей)

2.8.Управление системой азота(арматурой) —

2.9.Управление системой технической воды _ (арнатура>)насосы,блокировки )

2.10.Управление расходом продувочной воды 1,0 парогенераторов по второму контуру (регулирующая арматура)

0,4

2,0

0,2 0,2

0,1 0,4

1,0

2,0

0,1 0,6

0,4

0,9 0,6 0,3 0,5

0,1

0,5 0,03

1,5

0,4 0,4 0,3 0,1

2,0 0,1

Данные по надежности оперативного персонала ЕЗДУ (тренажер ВВЭР-440) при использовании различных технических средств АСУ ТП (Фрагмент)

NN п/п Операции Технические Условная при норн вероятность ошибки , г : .эксплуатации( числитель)

средства при авариях ( знаменатель )

пин ! сред. • { иакс. ■

1 КОНТРОЛЬНЫЕ ОПЕРАЦИИ

1.1. Световые индикаторы 0 2,3x10-3 6,1x10-3

1.2. (лампы сигнализации ) Одноыкальные показывающие 3. 0 8x10- -3 9,2x10-3 8,1x10-3 1,9x10-2 1,2x10-2

приборы 3. 6x10- -3 6,9x10-3 1,0x10-2

1.3. Многошкальные -пока зьв аюми в 0 1,1x10-3 3,1x10-3

приборы 1, 0x10- -3 4,9x10-3 8,8x10-3

1.4. С а и оп и ыу ци е приборы 6, 4x10- -3 1,4x10-2 2,2x10-2

0 3,3x10-3 6,8x10-3

1.5. Табло сигнализации , 0 2,2x10-3 5,6т10-3

блинкера 0 2,6x10-3 5,9x10-3

2 ЛОГИЧЕСКИЕ ОПЕРАЦИИ

2.1. Диагностика исходного - - -

события 0 2,0x10-2 4,3x10-2

2.2. Диагностика р аботоспособи ости 0 5,3x10-2 1,2x10-1

оборудования 2.3.Планирование действий 3. 6*10- -2 4,9x10-2 6,2x10-2

4. 8x10- -2 6,7x10-2 8,6x10-2

3 УПРАВЛЯЮЩИЕ ОПЕРАЦИИ

з.:.. Кнопки аварийной 0 <2,0x10-2 <5,8x10-2

зашиты 0 5,5x10-2 1,3x10-1

3.2. Ключи управления 0 4,9x10-3 1,0x10-2

органом(группой) СУЗ 3.3. Ключи управления 1, 0 Ох 10- -3 1,7x10-2 5,4x10-3 3,8x10-2 9,8x10-3

ариатурой 5, 0x10- -3 1,7x10-2 2,9x10-2

3.4. Ключи управления 3, 8x10- -3 1,1x10-2 1,8x10-2

насосани 1. 3x10- -3 6,9x10-3 1,1x10-2

3.5.Ключи .кнопки управления 0 <8,4x10-3 <2,4x10-2

регуляторами О <1,0x10-1 <3,0x10-2

задвижки должны производить два оператора - основной и проверяющий, что снижает вероятность ошибки до приемлемого уровня ( примерно в 100 раз).

Вторая задача представляет собой 'анализ надежности персонала при аварии со средней течью ( <1у 25 ) теплоносителя 1-го контура и одновременным длительным обесточиванием энергоблока "Пакш" (ВНР) с реактором ВВЭР-440 (проект В-213).

Для детального анализа выбрана одна доминантная аварийная последовательность, приводящая к конечному состоянию с плавлением активной зоны, связанная с совместным невыполнением функций безопасности Г И р2 .

Человеческий фактор учитывался на двух уровнях. На элементном уровне (неправильные действия персонала при контроле и ремонте оборудования) в виде постоянных составляющих показателей надежности отдельных элементов' систем, важных для безопасности, и на системном уровне -в виде условных'вероятностей невыполнения функций персонала в процессе протекания аварии. При этом рассматриваются следующие функции персонала:

Фк - контроль работоспособности элементов систем безопасности при проведении технического обслуживания;

- обнаружение, контроль и идентификация исходного события и событий, связанных с отказами систем безопасности во время аварии;

$Ь - оперативное устранение отказов элементов систем безопасности (при наличии соответствующих возможностей); *

Фо - выполнение непосредственных управляющих функций безопасности персонала средствами дистанционного управления при отсутствии соответствующих автоматических систем;

ФЬ - подготовка и ввод в работу вспомогательных систем безопасности.

В результате анализа был сделан вывод,что действия персонала не оказывают заметного влияния на протекание выбранной аварийной последовательности при условии введения в аварийные инструкции АХ процедур, предложенных з процессе анализа, ввиду того, что у него имеется достаточный запас времени для принятия решений во время аварии. Вероятность повреждения активной зоны реактора на интервале времени 1 год с учетом влияния персонала составляет значение 1.2x10-8.

Третья задача представляет собой вероятностный анализ безопасности Ростовской АЭС с реактором БВЭР-1000 (В-320) для перечня исходных событий, включающего представительную группу радиационных аварий: малая .средняя и большая течи из 1 контура ¡течь из 1 контура • во 2; обееточивание АЭС; течи иэ 2 контура ( в отсекаемой и неотое-

каемой частях паропроводов)-.нарушения отвода тепла по 2 контуру беэ

его разгерметизации.

Анализ надежности персонала проводился в три этапа:

-после разработки деревьев отказов для всех систем безопасности был отобран перечень типовых функций персонала, для которых были рассчитаны условные вероятности ошибок персонала (ВОП) при контроле работоспособности элементов этих систем в процессе проведения их технического обслуживания;

-после разработки функциональных деревьев событий для всех исходных событий был отобран перечень типовых функций персонала, для которых были рассчитаны значения условных вероятностей невыполнения функций для случая отсутствия дефицита времени. При этом учитывались факторы стресса и зависимости между отдельными операторами в вахте. Эти показатели представлены в таблице 3;

-на третьем этапе анализа для каждой аварийной последователь-ностизключающей действия персонала, были рассмотрены соответствующие последовательности (цепочки) функций персонала. Для них были' раЬсчитаны итоговые показатели надежности персонала Qf. При этом учитывались факторы дефицита времени и зависимости надежности выполнения кадцой последувдей(в цепочке) функции персонала при условии успешного или неуспешного выполнения предшествующих функций.

На рис.б. приведены результаты оценки частоты повреждения активной зоны АЭС с реактором ББЭР-1000 для различных групп исходных событий, представлено распределение вкладов персонала в ' отдельные исходные события и суммарный вклад в повреждение активной зоны.

В результате анализа были сделаны следующие выводы:

1. Ошибочные действия персонала приводят к существенному увеличению частоты повреждения активной зоны. Учет ыдежности персонала приводит к увеличению значения этого показателя безопасности примерно в 1,3 раза, а суммарный вклад персонала - составляет Z4Z ;

2. Вклад ошибок персонала в повреждение активной зоны по отдельным аварийным последовательностям колеблется от 0 до 100 У. ;

& По отдельным системам безопасности, работа которых требует обязательного вмешательства персонала во время аварий, наибольшие вклады вносят отказы систем аварийного охлаждения активной зоны при низком давлении ( CAOS НД ) по линии планового расхолаживания, аварийного расхолаживания по 2 контуру ( САР ) и снижения давления в 1 контуре ( ССД ), Их суммарный вклад составляет около 08 % , из них 22 X приходится на неправильные действия персонала.

В ЗАКЛЮЧЕНИИ формулируются достигнутые результаты и выводы по практической значимости работы, а также предложения по дальнейшим исследованиям.

В ПРИЛОЖЕНИЯХ к диссертации помеадм рисунки и таблицы,-представляющие результаты исследовательского и практического разделов

Показатели надежности персонала при выполнении Функций при авариях на АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

NN

n/h

Функции персонала

Факторы деятельности персонала

Показатели

Вероятность ошибки персонала (ВОЛ)

Фактсг| Вреия

ошибки

(ТО)

■ьгшне-

ния функции (ВВФ), иинут

1. Фг'2-Расхолажива—

ние активной зоны посредством СНОТ(БРУ-К ,конлен -сатно-литательны) тракт)

2.Фр -Расхолаживание активной

зоны посредством САР(БРУ-А,АПЭН)

3.Ф1-Снижение давления в 1 контуре поредством системы ССД

4.Фг -Расхолажива— 1 ние активной

зоны по линии планового расхолажи— вания(ЛПР,СА03 НД)

5.ФЬЗ- Ввод в действие системы

подпитки 1 контура посредством САОЭ ВД в.ФЬ -Ввод в действие системы аварийного впрыска бора высокого давления (ПТ—в без обесточивания) 7.ФЬ2 -Ввод в действие системы п р о дув ки-л о дп и тки 1 контура(ТК) 8-ФрЗ -Включение в работу насосов ВПЭН 9.Ф1:о -включение системы САОЗ ВД

Выполняется двумя операторами БЦУ в условиях стресса

1x10-3 10 30,25

Виюлняется одним 1x10—3 оператором BUM в условиях стресса

Выполняется одним 2x10-3 оператором BUV в условиях стресса

Выполняется одним оператором БЦУ в условиях стресса. Действия по инструкции

Вьлолняется одним оператором BUV в условиях стресса

10 33.0

10 31,5

(далее периодически )

Вьлолняется одним оператором БЦУ в условиях стресса

Выполняется одним оператором' БЦУ в виях стресса

Вьлолняется одним оператором БШ/ в виях стресса Выполняется одним оператором БЦУ в условиях стресса

4x10-3 10 35,0

2x10-3 10 31,5

2x10-3 10 31,5

2x10-3 10 31,5

3x10-3 10 31,5

1x10-3 10 32,5

Вклады персонала, отдельных исходных событий и аварийных последовательностей в вероятность повреждения активной зоны АЭС с ВВЭРЛ000.

32<Ь-7*)%

о% ОХ,

43%

з4(о-69)у0ф

/?/о-7о)уо 38/0-7/)%

/4/5о'/со)% 20(//-/00)Уа

Рис.6. Результаты «донки частоты повреждения активней зоны АЭС с рвакт«р«ы ВВЭР-1000.

- 24 - .

работы, а-также перечень используемых сокращений.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ :

1. Разработаны структурная и функциональная модели системы " Персонал - КТС АСУ ТП - энергоблок АЭС ", на основании которой описаны основные элементы объекта исследования, потоки событий и особенности деятельности персонала, необходимые для учета в методике анализа его надежности.

2. Разработана методика анализа надежности персонала, номенклатура исходных и итоговых показателей, а также порядок их включения в процедуру вероятностного анализа безопасности АЭС на этапе проектирования.

а Вэлучены экспертные оценки персонала действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 и 1000 Нововоронежской АЭС по взаимодействию с КТС АСУ ТП, в результате которых выявлены основные ненадежные технические средства и недостатки организации взаимодействия персонала вахты при действиях в аварийных ситуациях.

4 На основе прямого сбора статистических данных на блочных шитах управления действующих АЭС с реакторами ВВЭР-440 и 1000 Нововоронежской АЭС получены оценки параметров потоков требований на действия персонала по контролю и управлению, а также характеристика оперативной загруженности персонала в стационарных режимах работы АЭС при нормальной эксплуатации. Полученные данные могут быть использованы для оценок частоты исходных событий аварий по вине оперативного персонала АЭС с реакторами ЕВЭР.

5. На основе статистического исследования действий оперативного персонала в процессе его обучения и переподготовки на тренажере Нововоронежского учебного центра получены данные по надежности выполнения отдельных операций дифференцированно по отношению к аварийным и нормальным режимам, а также типам используемых технических средств. Полученные характеристики включены в базу данных по надежности персонала для обеспечения вероятностного анализа безопасности отечественных АЭС с реакторами ЕВЭР.

6. Выполнена количественная оценка вклада персонала в частоту возникновения исходного события аварии с нарушением реактивности при проведении режимов разогрева и расхолаживания отдельной петли энергоблока с реактором ВВЭР-440 с целью проведения ремонтных работ без останова реактора Вклад ошибок персонала в частоту .исходного события составил первоначально значение 1.0x10-2 1/год, а после предложенных изменений в инструкцию по проведению рассматриваемых режимов значение вклада персонала было снижено до 1.0x10-4 1/год.

7. Проведена количественная оценка надежности действий персонала при авариях со средней течью ив 1 контура с наложением длительно-

го обесточивания энергоблока с реактором ВВЭР-440 на примере АЭС "Пакш" ( ВНР ). Вероятность плавления активной зоны реактора составила на интервале 1 год значение, равное 12x10-8, при этом вклад персонала оказался несущественным.

8. Проведена количественная оценка надежности действий персо- ' нала для представительной группы исходных событий аварий на энерго- . блоках с реакторами ВВЭР-1000 на примере Ростовской АЭС. Суммарная ' вероятность плавления активной зоны реактора по всей группе исходных событий составила на интервале времени 1 год значение, равное , 4.6x10-4, при этом вклад персонала оказался существенным и составил 24%. Аналогичный анализ для АЭС "Темелин'Ч ЧСФР ) - прошел экспертизу „ МАГАТЭ.

9. Разработанная методика анализа надежности персонала и полученные статистические данные по надежности персонала включены в отраслевое Руководство по проведению вероятностного анализа безопасности АЭС на этапе проектирования, а результаты .практических оценок надежности персонала включены в проекты АЭС с реакторами ВВЭР-1000 ( В-320 ).

Основные материалы диссертации изложены и опубликованы в

работах :

1. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A. Обеспечение надежности наиболее ответственных систем АЭС. Электрические станции, No 1, 1982, с.4-8.

2. Швыряев Ю.В., Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A. Влияние технического обслуживания на надежность систем безопасности атомных станций. Электрические станции. No 6, 1984, с.62-64.

3. Федотов Д.К..Деревянкин A.A..Кузнецова ЖЯ..Скородумов RA.. Колышкин А.Е. Показатели и оценки действий операторов по управлению энергоблоком с ВВЭР-1000. Теплоэнергетика, No 5, 198G, C.S5-S7.

4. Федотов Д.К., Деревянкин A.A. Экспертные оценки взаимодействия операторов с техническими средствами управления в АСУ ТП энергоблоков тепловых и атомных электростанций. Теплоэнергетика, No 10, 1987, с.57-50.

5. Швыряев Ю.Е, Федотов ДА, Деревянкин A.A. Оценка влияния надежности действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС. Электрические станции, No 4, 1988, с.6-8.

6. Швыряев K1R, Морозов RR, Барсуков А.Ф., Деревянкин A.A., Токмачев Г.К Оценка вероятности повреждения активной зоны для АЭС с В-1000. Доклад на советско-западногерманском семинаре по вопросам безопасности АЭС. Москва, сентябрь, 1988.

7. Швыряев ¡0.R, Морозов RR. Барсуков А.Ф.. Деревянкин A.A.,

Токмачев Г.& Применение вероятностных оценок бееопаонсюти

для обоснования предложений по повышению безопасности АЭС с В-1000. Доклад на советско-американском семинаре по вопросам безопасности АЭС. Москва, декабрь, 1989. 8. Руководство по выполнению вероятностных анализов безопасности АС при проектировании, Р 210.002-90. Институт " Атом-энергопроект ", '1990.

Заказ

Объем п. л.

Тираж $0

Малоярославецкая городская типография управления издательств, полиграфии и книжной торговли Калужского облисполкома