Nucleus nr 2, 2005
Nucleus nr 2, 2005
Nucleus nr 2, 2005
You also want an ePaper? Increase the reach of your titles
YUMPU automatically turns print PDFs into web optimized ePapers that Google loves.
förs. En kartläggning görs därför i nära<br />
samarbete med erfaren driftpersonal där<br />
alla momenten under såväl nedstyrningen<br />
av effekten som själva revisionen och inte<br />
minst effektuppgången gås igenom. Av<br />
erfarenhet känner man dessutom sedan<br />
tidigare till de mest signifikanta känsliga<br />
sekvenserna som kan leda till oönskade<br />
scenarier.<br />
Mänskligt felhandlande<br />
Som nämndes inledningsvis dominerar<br />
mänskligt felhandlande riskbilden för<br />
härdskador under avställning. Detta av<br />
den enkla anledningen att många människor<br />
befinner sig i anläggningen under revisionen<br />
och att dessa utför en stor mängd<br />
mäskliga ingrepp i samband med service<br />
och underhåll på viktiga system och komponenter.<br />
Mänskligt felhandlande kan orsakas av<br />
brist på instruktioner, vaga tekniska specifikationer,<br />
dålig handledning, avvikelser<br />
i samband med underhåll, dålig kunskap<br />
om vilka risker som föreligger under avställning<br />
eller avsaknad av träning (till<br />
exempel simulatorträning) för avställd<br />
reaktor.<br />
Att sätta sannolikheter på mänskligt<br />
handlande har av många tidigare ansetts<br />
vara alltför otillförlitligt för att vara användbart.<br />
Likväl görs numera alltmer detaljerade<br />
modeller för att kunna använda<br />
bedömningarna i PSA. En viktig ingrediens<br />
i dessa sammanhang blir därför känslighets-<br />
och osäkerhetsanalyser som visar<br />
hur förändringar i indata slår mot slutresultatet.<br />
Mänskligt felhandlande kan delas in i<br />
tre grupper:<br />
1. Mänsklig påverkan före en inledande<br />
händelse. Med detta avses att orsaker<br />
till att komponenter felar är mänsklig<br />
påverkan via test och underhåll.<br />
2. Mänsklig påverkan som en inledande<br />
händelse. Här avses att mänskliga fel<br />
t.ex. i koordinering kan leda till inledande<br />
händelser.<br />
3. Ingrepp efter en inledande händelse.<br />
Varvid avses ingrepp som görs för att<br />
häva en uppkommen situation.<br />
Under förberedelserna inför en avställningsanalys<br />
görs en genomgång med personalen<br />
där man söker komma fram till<br />
en bedömning av vilka möjliga fel samt<br />
”...På senare<br />
år har avställningsanalyser<br />
med hjälp av<br />
PSA bekräftat<br />
att sekvenser<br />
som har få<br />
barriärer mot<br />
oönskade händelser<br />
också<br />
kan bidra signifikant<br />
till risken<br />
för härdskada.<br />
Dessutom har<br />
vissa svagheter<br />
och beroenden<br />
som varit svåra<br />
att upptäcka<br />
utan dessa<br />
systematiska<br />
analyser identifierats...”<br />
korrigerande åtgärder som kan göras i<br />
olika situationer. Här tas anläggningspersonalens<br />
erfarenhet tillvara genom att<br />
intervjuer genomförs med nyckelpersoner<br />
som utför service på anläggningarna likväl<br />
som med kontrollrumspersonal.<br />
Med utgångspunkt från resultaten från<br />
genomgången med personalen sätts sannolikheter<br />
för felhandlingar som kan resultera<br />
i oönskade scenarier. I dessa bedömningar<br />
vägs flera faktorer in såsom<br />
risken att kunna göra fel utan att det upptäcks<br />
direkt. Även svårighetsgraden på ingreppet<br />
bedöms liksom den tid som finns<br />
till förfogande för ingreppet, m.m.<br />
Sannolikheterna används därefter som<br />
indata för de scenarier som bedöms kunna<br />
resultera i allvarliga konsekvenser.<br />
Svagheter identifierade<br />
I Sverige genomförde Vattenfall de första<br />
systematiska analyserna på avställningsfasen<br />
i slutet av 1980-talet och början på<br />
1990-talet på en kokvatte<strong>nr</strong>eaktor respektive<br />
en tryckvatte<strong>nr</strong>eaktor. I dessa analyser<br />
bedömdes styrkan hos barriärerna och<br />
det antal av dem som fanns tillgängliga,<br />
mot ett antal i förväg definierade oönskade<br />
händelser som framförallt kunde leda till<br />
härdskada.<br />
Trots att analyserna genomfördes med<br />
begränsade resurser och förenklade analysmetoder<br />
kunde flera svaga sekvenser<br />
identifieras både för tryckvatte<strong>nr</strong>eaktorn<br />
och för kokvatte<strong>nr</strong>eaktorn. Svagheterna i<br />
sekvenserna var inte okända för driftpersonalen<br />
men eftersom konsekvensen av<br />
händelser under avställning på den tiden<br />
inte bedömdes lika allvarligt som idag,<br />
genomfördes arbetena under revisionen<br />
regelmässigt, i stort sett oförändrade år<br />
efter år.<br />
Ökad säkerhet med PSA<br />
På senare år har avställningsanalyser med<br />
hjälp av PSA bekräftat att sekvenser som<br />
har få barriärer mot oönskade händelser<br />
också kan bidra signifikant till risken för<br />
härdskada. Dessutom har vissa svagheter<br />
och beroenden som varit svåra att upptäcka<br />
utan dessa systematiska analyser<br />
identifierats.<br />
Som resultat av analyserna har både<br />
arbetssätt och rena konstruktionsmässiga<br />
förändringar på de svenska anläggningarna<br />
genomförts som ytterligare ökat säkerheten<br />
under revisionerna.<br />
Exempel på förändringar i arbetssätt är<br />
att arbeten under härdnivå som kan resultera<br />
i utsläpp av stora mängder vatten från<br />
reaktortanken, numera utförs med reaktorinneslutningen<br />
stängd. Dessutom begränsas<br />
i stor utsträckning övriga arbeten<br />
som pågår parallellt med dessa.<br />
Ett ytterligare resultat av analyserna är<br />
att haveriinstruktioner som hanterar olika<br />
oönskade scenarier numera används och<br />
tränas i simulator.<br />
Lars Bennemo<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 17
Change language