Glava_1

регистрация и сохранение сигналов в архиве;

чтение, обработка и представление архивных данных.

Основной функцией СРВПЭ является регистрация и сохранение сигналов в архиве. Исходя из этого, критерием отказа СРВПЭ следует считать одновременную потерю регистрации в обоих серверах СРВПЭ.

Средняя наработка СРВПЭ на отказ - не менее 50х103 ч. Среднее время восстановления функций СРВПЭ - не более 2 часов. Срок службы ПТС СРВПЭ при условии восстановления выработавших ресурс технических средств - не менее 30 лет при соблюдении правил эксплуатации, оговоренных в эксплуатационной документации.

Информация, предназначенная для регистрации в ПТК СРВПЭ, поступает в ПТС первого и второго каналов ПТК СРВПЭ через коммутаторы СБ из шлюзов следующих смежных подсистем:

СВБУ;

СУЗ-УСБТ (инициирующая часть);

УСБТ (исполнительная часть);

СКУД;

АСРК;

СКУ НЭ;

СКУ ПЗ;

СКУ ЭЧ;

Передача информации осуществляется по оптоволоконным линиям связи спецификации 100Base-FX

Источником информации СРВПЭ должны выступать подсистемы (шлюзы) АСУ ТП энергоблока и СВБУ. Для приема информации СРВПЭ должна использовать ЛВС СВБУ и унифицированный протокол обмена информацией, принятый для обмена между шлюзами подсистем и СВБУ. Синхронизация времени СРВПЭ осуществляется от СВБУ.

АРМ СРВПЭ использует архивные данные, запрашиваемые по сети с серверов СРВПЭ, а так же непосредственно физические носители архива серверов. При выполнении настройки и корректировки базы данных сигналов и конфигурационных файлов серверов СРВПЭ в качестве исходных данных используется информация базы данных технологических параметров СВБУ.

ГЛАВА 15

Нормативно-техническая документация АСУ ТП

15.1. Основные уровни и требования

Среди нормативно-технической документации по АСУ ТП АЭС выделяют 5 уровней НТД по степени важности.

Уровень 1 « Законодательство».

К этому уровню относятся, в основном, требования Закона «Об использовании атомной энергии» №170-ФЗ от 21.11.1995, а также Законы о радиационной безопасности, о радиоактивных отходах и др.

Уровень 2 – Базовая нормативная документация. К этому уровню относятся требования:

- «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ-

88/97,

-«Норм радиационной безопасности» НРБ-99,

-нормативных документов МАГАТЭ и т.д.

Уровень 3 – Документация по ядерной части, ориентированная на технологический процесс.

Кэтому уровню относятся требования таких документов, как:

-«Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций»

ПБЯ РУ АС-89,

-«Противопожарная защита. Нормы проектирования» НПБ 114-02,

-«Нормы проектирования сейсмостойких АС» НП-031-01,

-регулирующие положения NRC USA и др.

Уровень 4 – Документация по ядерной части, ориентированная на СКУ АЭС и ее компоненты.

К этому уровню относятся требования таких документов, как:

- «Требования к управляющим системам, важным для безопасности атомных станций» НП-026-01,

- ОТТ 08042462 «Приборы и средства автоматизации для атомных станций»

1986 г.,

- «Специальные условия поставки оборудования, приборов, материалов и изделий для объектов атомной энергетики» 1987 г.,

-ГОСТы и стандарты РФ в части атомной энергетики,

-нормативы МЭК (IEC), IEEE (США) и др.

Уровень 5 - Обычные нормы и стандарты.

К этому уровню НТД относятся требования общепромышленных норм и стандартов РФ.

В таблице 15.1 приведены виды и типы основных требований, которые предъявляются в нормативно-технической документации АСУ ТП к оборудованию и процессам в этой части.

Ниже рассматриваются некоторые важнейшие требования основной нормативнотехнической документации в части АСУ ТП и связанной технологии. Значительный объем НТД обсуждается в соответствующих тематических главах настоящей работы. Так, в главе 8 при описании БПУ и РПУ рассматриваются требования МЭК 60964, 60965, 61771, 61772 по проектированию БПУ; в главе 3 – требования стандартов МЭК 61513 и 61226 по безопасности; в главе 16 – требования РД 50-34.698-90 к содержанию проектов АСУ ТП. На рис. 15.1.1 представлено сравнение классификаций по безопасности основных НТД.

15.2. . ОПБ-88/97 и ПБЯ РУ АС-89

а). «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97, ОПБ-88/97 , ПНАЭ Г – 01-011-97 устанавливают следующие требования к системам и элементам АС по различным аспектам их классификации по безопасности.

Системы и элементы АС различаются:

по назначению;

по влиянию на безопасность;

по характеру выполняемых ими функций безопасности. Системы и элементы АС по назначению разделяются на:

системы и элементы нормальной эксплуатации;

системы и элементы безопасности.

Системы и элементы АС по влиянию на безопасность разделяются на:

важные для безопасности;

остальные, не влияющие на безопасность.

Системы и элементы безопасности по характеру выполняемых ими функций разделяются на:

защитные;

локализующие;

обеспечивающие;

управляющие.

По влиянию элементов АС на безопасность устанавливаются четыре класса

являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими при проектном

невыполнению соответствующими системами своих функций. Класс безопасности 3.

Кклассу безопасности 3 относятся элементы АС:

-систем, важных для безопасности, не вошедшие в классы безопасности 1 и 2;

- содержащие радиоактивные вещества, выход которых в окружающую среду (включая производственные помещения АС) при отказах превышает значения, установленные в соответствии с нормами радиационной безопасности;

- выполняющие контрольные функции радиационной защиты персонала и населения.

Класс безопасности 4.

К классу безопасности 4 относятся элементы нормальной эксплуатации АС, не влияющие на безопасность и не вошедшие в классы безопасности 1,2,3.

Элементы, используемые для управления аварией, не вошедшие в классы безопасности 1, 2 или 3, также относятся к классу безопасности 4.

Классификационное обозначение дополняется следующим символом, отражающим назначение элемента:

Н - элемент нормальной эксплуатации; З - защитный элемент; Л - локализующий элемент;

О - обеспечивающий элемент; У - элемент УСБ.

Если элемент имеет несколько назначений, то все они входят в его обозначение. Примеры классификационного обозначения: 2Н, 3З, 2НЗ.

«Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97), специальным разделом «Управление технологическим процессом» устанавливают:

-общие требования,

-на каждом блоке АС для управления технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации и систем безопасности должны предусматриваться:

1) БПУ;

2) РПУ;

3) УСНЭ;

4) УСБ;

5) автономные средства регистрации и хранения информации.

Управляющие системы безопасности (УСБ) должны удовлетворять следующим принципам безопасности:

1)резервирования (избыточности);

2)независимости;

3)разнообразия.

Резервирование, независимость и разнообразие должны быть таковы, чтобы любые единичные отказы в УСБ не нарушали их работоспособность, а также обеспечивалась защита от отказов по общей причине.

b). Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС - 89), ПНАЭ Г-1-024-90 устанавливают специальные требования к СУЗ и к системам контроля и управления РУ.

15.3. НП-026-01

«Требования к управляющим системам, важным для безопасности атомных станций» (НП-026-01) устанавливают:

общие положения;

требования к управляющим системам нормальной эксплуатации, важным для безопасности АС;

требования к управляющим системам безопасности АС;

термины и определения в регламентируемой области применения.

Взависимости от влияния выполняемых функций на безопасность АС и других условий эксплуатации ФГ УС должны быть классифицированы по четырем категориям, каждой из которых соответствуют показатели свойств, приведенных в таблице 15.3.1.

Табл. 15.3.1 Классификация требований к функциональным группам управляющих систем по категориям

Примечание. Показатели свойств ФГ категории 4 настоящим нормативным документом не регламентируются, поскольку они не влияют на безопасность АС.

Категория ФГ УС должна определяться по следующим критериям:

а) к первой категории относятся:

ФГ класса безопасности 2 УСВБ, для которых развитие аварии, если оно имеет место при отказе этих ФГ, происходит в течение промежутка времени, за который нельзя предпринять компенсирующие или восстановительные меры с целью обеспечения безопасного состояния АС;

б) ко второй категории относятся:

ФГ класса безопасности 2 УСВБ, для которых развитие аварии, если оно имеет место при отказе этих ФГ, происходит в течение промежутка времени, за который можно предпринять компенсирующие или восстановительные меры с целью обеспечения безопасного состояния АС;

ФГ, обеспечивающие операторов информацией о параметрах, характеризующих состояние реакторной установки при проектных и запроектных авариях;

средства автоматизации ФГ УС, которые находятся в необслуживаемых помещениях, где их ремонт и замена невозможны в течение длительного времени;

ФГ классов безопасности 2 или 3 УСВБ, обеспечивающие:

оператора информацией, необходимой для автоматизированного управления, с целью предотвращения нарушения пределов безопасной эксплуатации или уменьшения последствий аварии; информацией, необходимой для расследования аварий;

ФГ класса безопасности 2 или 3 УСВБ, обеспечивающие реализацию автоматизированного управления с целью предотвращения нарушения пределов безопасной эксплуатации или уменьшения последствий аварии;

в) к третьей категории относятся:

ФГ класса безопасности 2 или 3 УСВБ, не отнесенные к первой и второй

категориям; д) к четвертой категории относятся:

ФГ класса безопасности 4 УС, отказы которых не влияют на безопасность АС.

Классификационное обозначение ФГ УС должно включать класс безопасности ФГ (2, 3 или 4), согласно нормативному документу “Общие положения обеспечения безопасности атомных станций”; символ, обозначающий УС, в которую входит ФГ (У – управляющая система безопасности, Н – управляющая система нормальной эксплуатации) и категорию качества ФГ (К1, К2, К3, К4).

Пример 1. 2УК1, где 2 – класс безопасности; У - управляющая система безопасности; К1 – первая категория качества ФГ.

Пример 2. 3НК3, где 3 - класс безопасности; Н - управляющая система нормальной эксплуатации; К3 - третья категория качества ФГ.

Категории ФГ, соответствующие определенным классам безопасности, и классификационные обозначения ФГ приведены в таблице 15.3.2.

Табл. 15.3.2 Взаимосвязь классов безопасности и категорий ФГ УС

15.4. Основная международная НТД

В настоящем подразделе как справочный материал приводятся перечни основных стандартов МЭК и IEEE, а также рекомендаций МАГАТЭ.

Стандарты МЭК (IEC)

В настоящее время введены около 300 ГОСТ РФ, которые либо полностью аутентичны стандартам МЭК, либо являются их аналогами.

1.IЕС 671/1980 Периодические испытания и проверки систем защиты ядерного реактора.

2.IЕС 709/1981 Разделение внутри системы защиты реактора.

3.IЕС 737/1982 Измерение температуры внутри тепловыделяющих сборок ядерного реактора.

4.IЕС 744/1983 Сборка безопасных логических схем АЭС.

5.IЕС 768/1983 Оборудование для контроля уровня потока радиации в реакторах на легкой воде для условий нормальной эксплуатации и в случае аварийной ситуации.

6.IЕС 780/1984 Аттестация электрического оборудования, частей и компонентов для систем безопасности АЭС. Поправка № 1 (1991)

7.IЕС 880/1987 Программное обеспечение для компьютеров систем безопасности АЭС.

8.IЕС 910/1988 КИП защитной оболочки для раннего обнаружения развития отклонений от условий нормальной эксплуатации на легкой воде.

9.IЕС 911/1987 Измерения для определения адекватности охлаждения внутри активной зоны ядерного реактора, охлаждаемого легкой водой под давлением.

10.IЕС 951 Оборудование для контроля за радиацией на случай аварии и при поставарийных условиях на АЭС.

11.IЕС 960/1988 Критерии функционального проектирования параметров безопасности системы визуального воспроизведения для АЭС.

12.IЕС 964/1989 Проектирование зала управления АЭС.

13.IЕС 965/1989 Дополнительные пункты управления останова реактора без доступа в главное щитовое помещение.

14.IEC 980/1989 Рекомендованные испытания для сейсмической аттестации электрического оборудования систем безопасности АЭС.

15.IEС 987/1989 Программные цифровые компьютеры, вaжные для безопасности АЭС.

16.IEС 988/1990 Система акустического контроля для определения характеристик подвижной части, критерии проектирования и порядок эксплуатации.

17.IЕС 1031/1990 Критерии проектирования, местонахождения и применения для оборудования контроля за дозами гамма-излучения в местах сборки для условий нормальной эксплуатации на АЭС и возможных эксплуатационных отклонений.

18.IEС 1225/1993 АЭС/КИП и СУЗ, связанные с безопасностью /требования к системам электропитания.

19.IЕС 1227/1993 АЭС/Щитовые помещения/операторский контроль

20.IEС 1250/1994 КИП и СУЗ ядерного реактора и системы управления, важные для определения безопасности в случае негерметичности в системах.

21.IEС 1771/1995 Главное помещение щита управления АЭС/ Проверка и аттестация проекта.

22.IЕС 1772/1995 Главное помещение щита управления АЭС/ Применение видеодисплеев (УВЦ).

23.ISO 9000-3-91. Стандарт по управлению качеством и обеспечению качества. Часть 3. Руководящие указания по применению стандарта ISO 9001 к разработке, поставке и техническому обслуживанию программного обеспечения.