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.

К этому 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.

Табл. 15.1 Виды и типы основных требований

№	Требование
1.	Классификация
2.	Общие требования
3.	Обеспечение качества
4.	Проектирование, разработка
5.	Изготовление
6.	Программное обеспечение
7.	Средства вычислительной техники
8.	Надежность
9.	Климатические условия
10.	Вибростойкость
11.	Сейсмостойкость
12.	Радиационная стойкость
13.	Электромагнитная совместимость
14.	Электропитание
15.	Электробезопасность
16.	Пожаробезопасность
17.	Дезактивация
18.	Пыле-влагозащищенность
19.	Транспортирование, хранение
20.	Техническое обслуживание
21.	Методы контроля, диагностика
22.	Эргономика, техническая эстетика
23.	Упаковка, маркировка
24.	Документация
25.	Метрология
26.	Лицензирование / Аттестация
27.	Поставка
28.	Приемка
29.	Экспертиза

Ниже рассматриваются некоторые важнейшие требования основной нормативно-технической 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 безопасности:

Класс безопасности 1.

К классу безопасности 1 относятся твэлы и элементы АС, отказы которых являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими при проектном функционировании систем безопасности к повреждению твэлов с превышением установленных для проектных аварий пределов.

Класс безопасности 2.

К классу безопасности 2 относятся следующие элементы АС:

- элементы, отказы которых являются исходными событиями, приводящими к повреждению твэлов в пределах, установленных для проектных аварий, при проектном функционировании систем безопасности с учетом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них;

- элементы систем безопасности, единичные отказы которых приводят к невыполнению соответствующими системами своих функций.

Класс безопасности 3.

К классу 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.

В зависимости 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

№ п/п	Свойство ФГ УС	Категория ФГ УС
		К1	К2	К3
	Разнообразие	+	-	-
	Многоканальность	+	+	-
	Независимость	+	+	+
	Надежность	+	+	+
	Контролепригодность	+	+	+
	Электромагнитная совместимость	+	+	+
	Стойкость к механическим внешним воздействующим факторам	+	+	+
	Стойкость к климатическим факторам	+	+	+
	Сейсмостойкость	+	+	+
	Пожарная безопасность	+	+	+
	Стойкость в полях ионизирующего излучения для элементов систем, расположенных в зоне этих полей	+	+	-
	Метрология	+	+	+
	Стойкость к химическим реагентам	+	+	-

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

Класс безопасности ФГ
Категория ФГ	-	К1	К2	К3	К4
Классификационное обозначение ФГ	- -	2УК1 -	2УК2 2НК2	3УК3 3НК3	- 4НК4

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.

Рекомендации МАГАТЭ (IAEA)

1.	IAEA 50-C-D	Code on the safety of Nuclear Power Plants: Design. (Свод положений по безопасности атомных электростанций: проектирование). 1988.
2.	IAEA 50-C-QA	Свод положений по безопасности атомных электростанций: обеспечение качества. - 1988.
3.	IAEA 50-SG-D1	Safety Functions and Components Classification for BWR, PWR and PTR: a Safety Guide. (Классификация функций систем безопасности и оборудования кипящих реакторов, реакторов с водой под давлением и реакторов канального типа). 1979.
4.	IAEA 50-SG-D2	Fire protection in Nuclear Power Plants 1980.
5.	IAEA 50-SG-D3	Protection System and Related Features in Nuclear Power Plants, A safety Guide - 1980.
6.	IAEA 50-SG-D8	Safety-Related Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants: a Safety Guide. (Контрольно-измерительные приборы и система управления и защиты атомных электростанций). -1984.

Стандарты IEEE (США)

При разработке управляющих систем безопасности АЭС на программно-технических средствах учитываются признанные в мировом сообществе стандарты Института инженеров США в области электротехники для атомной энергетики.

1. IEEE 279-1971	“Критерии проектирования систем защиты для АС”
2. IEEE 308-1980	“Критерии проектирования систем электропитания класса IE для АС”
3. IEEE 317-1983	“Электрические проходки в пределах защитной оболочки АС”;
4. IEEE 323-1983	“Оборудование класса IЕ для АС”
5. IEEE 334-1974	“Стандарт для проведения типовых испытаний двигателей классов IЕ с длительным режимом работы на АС”
6. IEEE 338-1977	“Стандартные критерии периодических испытаний энергосистем и систем защиты на АС”
7. IEEE 379-1977	“Применение стандартов по критериям единичных отказов к системам класса IЕ на АС”
8. IEEE 382-1980	“Стандарт для выполнения классификации приводов арматуры, важной с точки зрения обеспечения безопасности”
9. IEEE 383-1984	“Стандарт для проведения типовых испытаний электрокабелей, спаек и соединений класса IE для АС”
10. IEEE 384-1981	“Критерии стандартов по независимости оборудования контуров класса IE”
11. IEEE 387-1983	“Критерии дизель-генераторных блоков (установок), применяемых в качестве резервных источников питания на АС”
12. IEEE 450-1980	“Рекомендуемая практика проектирования больших свинцовых батарей для электростанций и подстанций”
13. IEEE 484-1975	“Рекомендуемая практика по монтажу (и проекту монтажа) больших свинцовых батарей на электростанциях и подстанциях”
14. IEEE 603-1980	“Стандартные критерии проектирования систем безопасности на АС”.
15. IEEE 308(1980)	Критерии энергосистем класса 1Е для АЭС
16. IЕЕЕ 317(1983)	Узлы электропроходок в защитной оболочке АЭС
17. IЕЕЕ 690 (1984)	Проектирование и монтаж кабельных систем для сетей класса 1Е на АЭС
18. IЕЕЕ 497 (1981)	Критерии пост-аварийного инструментального мониторинга на АЭС
19. IЕЕЕ 387 (1984)	Критерии дизельгенераторных установок, используемых в качестве резервных на АЭС
20. IЕЕE 336 (1985)	Требования по монтажу, обследованию и испытаниям КИПиА при строительстве АЭС
21. АМЕ 4/86	Сейсмический анализ ядерных конструкций, важных для безопасности

15.5. Требования EUR

В последнее время существенное внимание обращается на выполнение так называемых требований EUR: «Требования Европейских энергетических кампаний к АЭС с легководными реакторами (требования EUR)». Глава 10 «Автоматизированные системы управления и интерфейс человек-машина». В данной главе требований EUR сформулированы общие критерии проектирования и выбора архитектуры, применяемые для всех автоматизированных систем управления технологическим процессом (АСУ ТП) и средств реализации интерфейса человек-машина на усовершенствованных АЭС с легководными реакторами.

Требованиями EUR рассматриваются следующие вопросы:

(1) проектные задачи: задачи верхнего уровня, связанные с проектированием АСУ ТП;

(2) общие принципы АСУ ТП: архитектура систем АСУ ТП, распределение основных функций;

(3) системы автоматизации и защиты: подробные требования для каждого класса безопасности АСУ ТП;

(4) интерфейс человек-машина: БПУ и другие средства управления;

(5) взаимодействие с информационными системами, находящимися за пределами площадки АЭС.

В частности, в вопросах проектирования архитектуры АСУ ТП предусматриваются следующие функциональные классификации и категории требований.

1. Функциональная классификация и категории оборудования

1.1 Общие положения

1.2 Системы АСУ ТП для выполнения функций уровня F1А

1.3 Системы АСУ ТП для выполнения функций уровня F1В

1.4 Системы АСУ ТП для выполнения функций уровня F2

1.5 Системы АСУ ТП не влияющие на безопасность (NS)

1.6 Системы АСУ ТП категории L1А

1.7 Системы АСУ ТП категории L1В

1.8 Системы АСУ ТП категории L2

1.9 Оборудование АСУ ТП, не влияющее на безопасность

2. Требования к архитектуре АСУ ТП

2.1 Распределение функций

2.2 Функциональная надежность

2.3 Резервирование

2.4 Предупреждение отказов по общей причине

2.5 Разнопринципность

2.6 Независимость

2.7 Защита компонентов оборудования

2.8 Управление приоритетами

2.9 Общие функциональные требования

2.10 Дополнительные требования к функциям АСУ ТП уровня F1

2.11 Контроль, периодические испытания и техническое обслуживание

2.12 Ведение и контроль технологических процессов

3. Рабочие характеристики АСУ ТП

3.1 Общие требования к рабочим характеристикам

3.2 Рабочие характеристики при деградации системы

3.3 Выполнение требований по хронологии

Функции Безопасности уровня F1.

Уровень F1A – функции безопасности, необходимые для достижения контролируемого состояния в проектных условиях категорий 3 и 4 и некоторых проектных условиях категории 2.

Уровень F1B - функции безопасности, необходимые для достижения состояния безопасной остановки в проектных условиях категорий 3 и 4 и некоторых проектных условиях категории 2. Если это состояние достигается ранее, чем через 24 часа, функции безопасности уровня F1 должны поддерживать АЭС в этом состоянии, по меньшей мере, в течение 24 часов после начала аварии.

Функции Безопасности уровня F2.

Функциям безопасности, необходимым для поддержания состояния безопасной остановки после 24 часов и вплоть до 72 часов после исходного события в проектных условиях категорий 2, 3 и 4, должен быть присвоен уровень F2.

Уровень F2 включает также функции безопасности, необходимые при совокупных последовательностях развития аварии вплоть до 72 часов с начала события. Уровень F2 должен также включать функции безопасности, необходимые для достижения и поддержания безопасного состояния после тяжелой аварии. Этим функциям должен быть присвоен уровень F2, если они критичны с точки зрения выполнения вероятностных показателей безопасности или гарантии поддержания выбросов в пределах целевых показателей, установленных для определенных запроектных аварий. Это должно делаться применительно к конкретному проекту.

В таблице 15.5.1 приведены основные требования к функциям безопасности.

Табл. 15.5.1 Основные требования к функциям безопасности

Требование	F1A	F1B	F2
Критерий единичного отказа	Да	Да	Нет
Резервное электропитание от источников на площадке	Да	Да	Нет
Физическое Разделение между Функциональными Каналами	Да	Да	Нет
Автоматическое срабатывание	Да	Нет	Нет

Определение «Контролируемое состояние»

При проектных условиях категории 2 (условия инцидента) или проектных условиях категорий 3 и 4 (аварийные условия) или при осложненной последовательности развития аварии находится в контролируемом состоянии, если действиями оператора или активными или пассивными средствами безопасности обеспечиваются следующие условия:

· контроль реактивности,

· отвод тепла,

· выбросы в окружающую среду в соответствии с положениями:

- разделом 2.1.8 «Требований Европейских Энергетических Компаний» (документа EUR) в случае Инцидента,

- разделом. 2.1.В.2 документа EUR в случае аварий, а также

- разделом. 2.1.В.1 для осложненной последовательности развития аварии.

Определение «Проектные условия категории 1» (Нормальная эксплуатация)

Условия, которые часто имеют место в процессе работы на мощности, перегрузки топлива, технического обслуживания или маневрирования АЭС. В качестве таковых проектные условия категории 1 должны предусматривать наличие запасов между любым параметром АЭС и значением этого параметра, которое потребует защитных действий, осуществляемых автоматически или вручную.

Определение «Проектные условия Категории 2» (Условия Инцидента)

Условия, которые могут возникнуть один или большее число раз (с частотой f>10^-2) в течение срока службы АЭС. В наихудшем случае эти условия приводят к аварийной остановке с сохранением возможности восстановления эксплуатации. Указанные условия не приводят к более серьезным нарушениям, т.е. проектным условиям категорий 3 и 4.

Определение «Проектные условия Категории 3» (Аварийные ситуации)

Условия, которые могут возникать очень редко (с частотой 10^-2>f>10^-4). Эти условия могут приводить к выходу из строя только небольшой части топливных стержней. Проектные условия категории 3 не должны сами по себе вызывать проектные условия категории 4 или приводить к логически вытекающим из них потерям функций системы охлаждения реактора или системы защитной оболочки.

Определение «Проектные условия Категории 4» (Аварийные ситуации)

Условия, которые не должны иметь места, но которые постулируются с частотой 10^-4>f>10^-6, поскольку их последствия могут включать в себя возможные выбросы значительных количеств радиоактивных материалов. Эти условия являются наиболее экстремальными проектными условиями, для которых должны быть разработаны меры предотвращения и которые представляют собой предельные случаи.

В соответствии с функциями безопасности для целей проектирования выделяются четыре категории оборудования АСУ ТП (L1A, L1B, L2, NS) с точки зрения его важности для безопасности (табл. 15.5.2).

Таблица 15.5.2 Категории оборудования АСУ ТП

Уровень безопасности функции	F1A	F1B	F2	NS
Уровень безопасности АСУ ТП	F1A	F1B	F2	NS
Категории оборудования АСУ ТП	L1A	L1B	L2	NS

Дата добавления: 2015-07-08