BNS I.4.2-2006 Poziadavky na studii PSA - Nuclear Regulatory ...

Obsah 

Úvod .......................................................................................................................... 1 

1 Predmet a účel ....................................................................................................................... 2 

2 Rozsah platnosti..................................................................................................................... 2 

3 Použité skratky ...................................................................................................................... 3 

4 Použité pojmy........................................................................................................................ 3 

5 Pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti......................................................................... 5 

5.1 Možnosti využitia PSA................................................................................................... 6 

5.2 Súčasné obmedzenia PSA .............................................................................................. 6 

5.3 Neurčitosti v PSA........................................................................................................... 7 

5.4 Pravdepodobnostné kritériá bezpečnosti a použitie PSA na posúdenie a zvyšovanie 

bezpečnosti ..................................................................................................................... 8 

6 Všeobecné požiadavky na PSA ........................................................................................... 10 

6.1 Povinnosti JZ................................................................................................................ 10 

6.2 Požiadavky na overenie PSA........................................................................................ 11 

6.3 Prehodnocovanie rizika pri zvyšovaní bezpečnosti...................................................... 12 

6.4 Zber a analýza dát JZ.................................................................................................... 12 

6.4.1 Frekvencie iniciačných udalostí.......................................................................... 12 

6.4.2 Spoľahlivosť zariadení........................................................................................ 12 

6.4.3 Nepohotovosť v dôsledku údržby a testov.......................................................... 12 

6.4.4 Poruchy so spoločnou príčinou........................................................................... 13 

6.4.5 Spoľahlivosť ľudského činiteľa .......................................................................... 13 

6.5 Požiadavky na výcvik personálu JZ pre PSA............................................................... 13 

6.6 Povinnosť udržať riziko počas životnosti JZ v rámci limitov...................................... 13 

6.7 Všeobecná metodika PSA ............................................................................................ 13 

6.8 Pravdepodobnostné bezpečnostné ciele ....................................................................... 15 

6.9 Prezentácia výsledkov .................................................................................................. 15 

6.9.1 Výsledky PSA..................................................................................................... 15 

6.9.2 Porovnanie s pravdepodobnostnými bezpečnostnými cieľmi............................. 16 

6.10 Požiadavky na aktualizáciu PSA................................................................................ 16 

6.11 Zabezpečovanie kvality PSA ..................................................................................... 16 

6.12 Závery PSA a možnosti zvýšenia bezpečnosti JZ...................................................... 17 

7 Všeobecné zásady pre aplikácie PSA.................................................................................. 17 

7.1 Prijateľnosť modelu a analýzy/ štúdie PSA.................................................................. 17 

7.2 Zdokumentovanie kontroly analýzy a štúdie PSA ....................................................... 18 

7.3 Aplikácie PSA .............................................................................................................. 18 

7.3.1 Monitorovanie rizika v reálnom čase.................................................................. 19 

7.3.2 Optimalizácia limitov a podmienok bezpečnej prevádzky ................................. 19 

7.3.3 Spoľahlivostne orientovaná údržba..................................................................... 20 

7.3.4 Využitie informácie o riziku v rozhodovacom procese ...................................... 20 

8 Odkazy ........................................................................................................................ 20

9 Literatúra ........................................................................................................................ 22 

Príloha I: Požiadavky na hlavné časti štúdie PSA............................................................I-1 

I.1 Identifikácia iniciačných udalostí a ich zoskupenie..........................................................I-1 

I.1.1 Ciele identifikácie iniciačných udalostí...................................................................I-1 

I.1.2 Požiadavky na identifikáciu iniciačných udalostí....................................................I-1 

I.2 Analýza havarijných reťazcov ..........................................................................................I-5 

I.2.1 Ciele analýzy havarijných reťazcov ........................................................................I-5 

I.2.2 Požiadavky na analýzu havarijných reťazcov .........................................................I-5 

I.3 Analýza kritérií úspešnosti................................................................................................I-7 

I.3.1 Ciele analýzy kritérií úspešnosti..............................................................................I-7 

I.3.2 Hlavné požiadavky na kritériá úspešnosti ...............................................................I-7 

I.4 Analýza systémov .............................................................................................................I-9 

I.4.1 Ciele analýzy systémov ...........................................................................................I-9 

I.4.2 Požiadavky na analýzu systémov ............................................................................I-9 

I.5 Analýza dát (parametrov)................................................................................................I-12 

I.5.1 Ciele analýzy dát....................................................................................................I-12 

I.5.2 Požiadavky na analýzu dát.....................................................................................I-12 

I.6 Analýza spoľahlivosti ľudského činiteľa ........................................................................I-15 

I.6.1 Ciele analýzy spoľahlivosti ľudského činiteľa ......................................................I-16 

I.6.2 Požiadavky na analýzu spoľahlivosti ľudského činiteľa .......................................I-16 

I.7 Kvantifikácia PSA modelu 1. úrovne..............................................................................I-19 

I.7.1 Ciele kvantifikácie .................................................................................................I-19 

I.7.2 Požiadavky na kvantifikáciu..................................................................................I-20 

I.8 Vnútorné záplavy ............................................................................................................I-22 

I.8.1 Ciele analýzy vnútorných záplav...........................................................................I-22 

I.8.2 Požiadavky na analýzu vnútorných záplav............................................................I-22 

I.9 Vnútorné požiare.............................................................................................................I-22 

I.9.1 Ciele analýzy vnútorných požiarov .......................................................................I-22 

I.9.2 Požiadavky na analýzu vnútorných požiarov ........................................................I-23 

I.10 Vonkajšie udalosti...........................................................................................................I-24 

I.10.1 Ciele analýzy vonkajších udalostí.........................................................................I-24 

I.10.2 Požiadavky na analýzy vonkajších udalostí..........................................................I-24 

I.10.3 Seizmické udalosti.................................................................................................I-25 

I.11 PSA 2. úrovne .................................................................................................................I-30 

I.11.1 Ciele ....................................................................................................................I-30 

I.11.2 Požiadavky na PSA 2. úrovne...............................................................................I-30

Predhovor 

Úrad jadrového dozoru Slovenskej republiky začal v roku 1995 vydávať vlastné 

neperiodické publikácie, ako edíciu Bezpečnosť jadrových zariadení, s cieľom zverejňovať 

vybrané všeobecne záväzné právne predpisy, bezpečnostné požiadavky, odporúčania a 

návody súvisiace s predmetom činnosti Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky. 

V rámci edície Bezpečnosť jadrových zariadení Úrad jadrového dozoru Slovenskej 

republiky vydáva tri skupiny publikácií. 

Obsahom prvej skupiny publikácií sú vybrané všeobecne záväzné právne predpisy a 

medzinárodné zmluvy z oblasti mierového využívania jadrovej energie; sú označené 

červeným pruhom. 

V druhej skupine sú dokumenty z oblasti jadrovej bezpečnosti charakteru odporúčaní a 

návodov, ktoré konkretizujú a dopĺňajú požiadavky všeobecne záväzných právnych 

predpisov. Odporúčania dokumentov tejto kategórie nie sú všeobecne záväzné, avšak ich 

dodržiavanie zjednodušuje plnenie požiadaviek Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky 

zo strany dozorovaných organizácií; sú označené zeleným pruhom. 

Obsahom tretej skupiny publikácií sú ostatné dokumenty z oblasti jadrovej bezpečnosti 

informatívneho charakteru. 

Pri spracovaní dokumentov druhej a tretej skupiny sa využívajú dokumenty 

Medzinárodnej agentúry pre atómovú energiu vo Viedni a iných medzinárodných organizácií, 

medzinárodné a národné technické normy, ako aj dokumenty vydané zahraničnými 

dozornými orgánmi a odbornými organizáciami. Dokumenty sú spracované na základe 

rozhodnutia vedenia Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky pracovníkmi Úradu alebo 

externými organizáciami i s využitím vlastných skúseností a podmienok. Pred ich 

publikovaním sú schválené vedením Úradu a prvé vydanie je určené na jednoročné 

overovacie používanie organizáciami, ktoré sa podieľajú na využívaní jadrovej energie 

v Slovenskej republike a od ktorých sa očakáva zaslanie pripomienok na základe skúseností 

s ich uplatnením. Po jednoročnom uplatnení a zapracovaní akceptovateľných pripomienok sa 

vydá konečná verzia dokumentu, ktorého aktuálnosť bude periodicky prehodnocovaná. 

Predmetná publikácia Požiadavky na vypracovávanie analýz a štúdií PSA je 

bezpečnostným návodom, ktorý vznikol novelizáciou a rozšírením predchádzajúceho BNS 

I.4.2/1999 v tejto oblasti. 

Pripomienky a doplnky k tejto publikácii zasielajte na Úrad jadrového dozoru Slovenskej 

republiky, odbor legislatívno-právny, Bajkalská 27, P.O. Box 24, 820 07 Bratislava 27.

Úvod 

BNS I.4.2/2006 

Bezpečnostný návod konkretizuje a dopĺňa všeobecné požiadavky na vypracovávanie 

analýz a štúdií pravdepodobnostného hodnotenia bezpečnosti (PSA) prevádzky jadrových 

zariadení (JZ) stanovené vo všeobecne záväzných právnych predpisoch. Je všeobecným 

návodom na spracovanie analýz a štúdií PSA, na ich aplikácie pri posudzovaní bezpečnosti JZ 

v rozhodovacom procese Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky (ÚJD SR). 

Bezpečnostný návod predstavuje revidované a doplnené vydanie predchádzajúceho 

bezpečnostného návodu pre problematiku vypracovávania a previerok analýz a štúdií PSA. 

Rozhodovací proces v jadrovej energetike je tradične založený na deterministických 

požiadavkách, ktoré sú odvodené z analýz projektových havárií a doplnené kritériom 

jednoduchej poruchy na zaistenie primeranej úrovne spoľahlivosti bezpečnostných systémov. 

Projektové havárie sú také udalosti, ktorých následky je možné potlačiť alebo zmierniť 

bezpečnostnými systémami uvažovanými v projekte pri dodržaní stanovených kritérií. 

Z výsledkov analýz a štúdií PSA však vyplýva, že významným zdrojom rizík väčšiny JZ nie 

sú len projektové havárie, ale aj havárie, ktoré vznikajú ako dôsledok kombinovaných porúch, 

porúch so spoločnou príčinou, vplyvom ľudských chýb alebo vonkajších udalostí. 

Pri preukázaní schopnosti bezpečnostného systému potlačiť alebo zmierniť následky 

nehody alebo havárie sa v deterministickom prístupe predpokladá, že iniciačná udalosť je 

spojená s výskytom jednoduchej poruchy. Bezpečnostný systém má vykonať svoju funkciu i 

za platnosti tohto predpokladu. Pri výskyte viacnásobných porúch však takáto požiadavka 

neexistuje. Je to preto, lebo pravdepodobnosť súčasného výskytu niekoľkých porúch sa 

v deterministickom prístupe považuje za zanedbateľne malú. 

PSA rozširuje tradičné deterministické analýzy tak, aby bolo možné lepšie pochopiť stavy 

JZ, ktoré majú vplyv na bezpečnosť, vyčísliť ich pravdepodobnosť, resp. frekvenciu výskytu, 

potenciálne následky a neurčitosti spojené s číselným odhadom. Model PSA predstavuje 

detailný, integrovaný a reálny model JZ, jeho systémov, zariadení a zásahov prevádzkového 

personálu pre široké spektrum iniciačných udalostí. Je vhodným prostriedkom na pochopenie 

rôznych špecifických súvislostí JZ, ktoré vznikajú pri nehodách a haváriách. Tieto súvislosti 

sa tradičnými deterministickými metódami dajú veľmi ťažko identifikovať. Súčasný stav 

znalostí umožňuje, aby sa PSA stalo dôležitým nástrojom pri dozornej činnosti, vydávaní 

povolení a riadení bezpečnosti JZ. 

Zodpovednosť za bezpečnosť JZ počas prevádzky a údržby zariadení má predovšetkým 

držiteľ povolenia. Základnou podmienkou dosiahnutia bezpečnostných cieľov je rozvoj a 

podpora kultúry bezpečnosti na všetkých úrovniach ľudskej činnosti. V tomto procese má 

PSA nenahraditeľnú úlohu. 

ÚJD SR ako dozorný orgán dozerá na to, aby JZ na Slovensku počas ich životného cyklu 

dosahovali medzinárodne prijateľnú úroveň bezpečnosti. V tomto procese hrá dôležitú úlohu 

špecifická analýza a štúdia PSA, ktorá umožní JZ dôsledne pochopiť a navyše uľahčuje 

komunikáciu medzi držiteľom povolenia a dozorným orgánom. 

1

BNS I:4:2/2006 

Potreba použitia PSA pri rozhodovacích procesoch, vydávaní povolení a riadení 

bezpečnosti si vyžaduje definíciu cieľov PSA, požiadaviek na kvalitu PSA a ostatných 

požiadaviek. 

Cieľom tohto bezpečnostného návodu je: 

a) konkretizovať požiadavky všeobecne záväzných právnych predpisov na spracovanie, 

rozsah, kontrolu, zabezpečovanie kvality, aktualizáciu a uplatňovanie PSA v praxi; 

b) uviesť zásady pre spracovanie analýz a štúdií PSA zohľadňujúcich súčasný stav znalostí 

tak, aby PSA bolo vhodným podkladom v rozhodovacích procesoch; 

c) naznačiť možné využitie PSA a pravdepodobnostných kritérií bezpečnosti pri zvyšovaní 

bezpečnosti JZ, riadení bezpečnosti JZ a rozhodovacích procesoch výkonu dozoru. 

1 Predmet a účel 

Návod stručne charakterizuje PSA prevádzky JZ, naznačuje jeho možné využitie pre 

potreby dozoru nad jadrovou bezpečnosťou JZ a pre potreby držiteľa povolenia, uvádza 

niektoré obmedzenia a neurčitosti v PSA i pravdepodobnostné kritériá bezpečnosti. 

Konkretizuje a dopĺňa všeobecné požiadavky pre spracovanie analýz a štúdií PSA, ktoré sú 

stanovené v prílohe č. 1, písm. C, j) zákona NR SR č. 541/2004 Z. z. /1/, §20 vyhlášky ÚJD 

SR č. 58/2006 Z. z. /2/ a §8 a §17 ods. (5) vyhlášky ÚJD SR č. 49/2006 Z. z. /3/. Zahŕňa 

povinnosti držiteľa povolenia, požiadavky na kontrolu PSA, zber a analýzu dát, 

pravdepodobnostné kritériá bezpečnosti, všeobecnú metodiku, prezentáciu výsledkov 

i požiadavky na zabezpečovanie kvality. Vysvetľuje hlavné kroky vypracovávania analýz 

a štúdií PSA a špecifikuje požiadavky na hlavné časti analýz a štúdií PSA. Požiadavky sú 

spracované na základe dokumentov WENRA /43/, ASME /4/, US NRC /5/. Bezpečnostný 

návod však nie je príručkou na spracovanie analýz a štúdií PSA. Takéto príručky už boli 

spracované MAAE /6/ až /9/ a inými inštitúciami /10/ až /12/. Návod vymedzuje obsah 

a rozsah sprievodnej dokumentácie, aby bolo možné štúdiu PSA považovať za kompletnú a 

bola užitočným a efektívnym nástrojom zvyšovania prevádzkovej bezpečnosti a úrovne 

dozorných činností nad jadrovou bezpečnosťou. Návod stručne charakterizuje aj niektoré 

aplikácie PSA a načrtáva možnosti jeho využitia pri prevádzkových činnostiach a v 

rozhodovacom procese. 

2 Rozsah platnosti 

Bezpečnostný návod je orientovaný na jadrové zariadenia (JZ), ktorých súčasťou je 

jadrový reaktor alebo jadrové reaktory definované v zákone NR SR č. 541/2004 Z. z, §2 ods. 

f), bod 1./1/, t.j., jadrové elektrárne budované a prevádzkované na Slovensku, keď držiteľ 

povolenia žiada o vydanie povolenia na uvádzanie do prevádzky alebo prevádzku JZ, 

realizáciu zmien, použitie nového jadrového paliva, alebo keď periodicky preveruje jeho 

existujúcu projektovú základňu a prevádzku s cieľom vyhodnotiť a preukázať dosiahnutú 

úroveň bezpečnosti, porovnať ju so správnou technickou praxou a identifikovať možné oblasti 

2


na zlepšenie. V primeranej miere však môže byť použitý aj pre iné JZ, ktoré neobsahujú 

jadrový reaktor. 

Tento bezpečnostný návod je revidovaným a doplneným 2. vydaním dokumentu ÚJD SR 

s pôvodným označením BNS I.4.2/1999, ktorý sa týmto v plnom rozsahu nahradzuje. 

Bezpečnostný návod má charakter odporúčania a teda nie je pre držiteľa povolenia záväzný. 

Naplnenie jeho obsahu však zabezpečuje požadovaný rozsah analýz PSA, môže zvýšiť kvalitu 

vypracovávaných analýz PSA a zároveň pôsobí ako určitá podmienka pri ich odsúhlasení na 

ÚJD SR. 

Bezpečnostný návod má všeobecný charakter a je určený pre JZ s reaktormi typu VVER- 

440, ktoré sú v súčasnosti na Slovensku budované alebo prevádzkované. Je zrejmé, že 

požiadavky kladené na nové projekty JZ môžu byť prísnejšie ako tie, ktoré sú uvedené 

v tomto bezpečnostnom návode. 

3 Použité skratky 

FMEA analýza druhov a účinkov porúch (ang. Failure Mode and Effects Analysis) 

FPSA pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti pre prevádzku jadrového reaktora na 

plnom výkone (ang. Full Power PSA) 

HCR metóda hodnotenia spoľahlivosti ľudského poznávania (Human Cognitive 

Reliability) 

JZ jadrové zariadenie 

LOCA havária so stratou chladiva (ang. Loss of Coolant Accident) 

LPSA aktualizácia pravdepodobnostného hodnotenia bezpečnosti (ang. Living PSA) 

MAAE Medzinárodná agentúra pre atómovú energiu 

PDS stav poškodenia jadrového zariadenia (ang. Plant Damage State) 

POS prevádzkový stav jadrového zariadenia (ang. Plant Operational State) 

PSA pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti (ang. Probabilistic Safety Assessment) 

SLIM metóda indexu pravdepodobnosti úspešnosti zásahu (ang. Success Likelihood Index 

Method) 

SPSA pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti pre prevádzku jadrového reaktora na 

zníženom výkone a pre odstavený reaktor (ang. Low Power and Shutdown PSA) 

THERP technika odhadu intenzity ľudských chýb (ang. Technique for Human Error Rate 

Prediction) 

ÚJD SR Úrad jadrového dozoru Slovenskej republiky 

US NRC Komisia jadrového dozoru Spojených štátov amerických 

4 Použité pojmy 

Iniciačná udalosť – udalosť, ktorá vedie k stavu abnormálnej prevádzky alebo havarijným 

podmienkam. 

3


Kritériá úspešnosti – minimálne požiadavky na bezpečnostné systémy, prvky alebo zásahy 

prevádzkového personálu jadrového zariadenia, ktoré sú nevyhnutné na úspešné vykonanie 

požadovanej bezpečnostnej funkcie. 

Limity a podmienky bezpečnej prevádzky – predpisy schválené ÚJD SR, ktoré definujú 

podmienky bezpečnej prevádzky jadrového bloku. Definujú režimy prevádzky jadrového 

bloku, požiadavky na počet podsystémov, ktoré musia byť v danom prevádzkovom režime 

prevádzkyschopné a povolenú dobu nepohotovosti podsystému. Okrem toho udávajú 

požiadavky na testovanie zariadení JZ. 

Model PSA – logický model jadrového bloku zostavený zo stromov udalostí a stromov 

porúch na kvantifikáciu rizika prevádzky. Mierou rizika pri PSA 1. úrovne je frekvencia 

poškodenia jadrového paliva , pri PSA 2. úrovne je to frekvencia skorých veľkých únikov. 

Porucha systému – stav, v ktorom systém nie je schopný vykonávať bezpečnostnú funkciu 

kvôli poruche, údržbe, testom alebo vplyvom ľudskej chyby. 

Povolená doba nepohotovosti – maximálna povolená doba na opravu prvku systému 

v danom prevádzkovom režime. Ak sa prevádzkyschopnosť porušeného prvku neobnoví 

počas povolenej doby nepohotovosti, jadrový blok musí byť uvedený do požadovaného 

nižšieho režimu. Pri výskyte poruchy prvku počas prevádzky reaktora na výkone vyžaduje 

každá doba opravy presahujúca povolenú dobu nepohotovosti kontrolované odstavenie 

reaktora. 

Primárna udalosť – porucha prvku, ľudská chyba, poruchy so spoločnou príčinou, atď., 

ktoré sa už v strome porúch modelovanom v PSA ďalej nerozvíjajú. 

Riziko – je miera ohrozenia v dôsledku nehody/ havárie. Definuje sa ako súčin frekvencie 

výskytu nebezpečnej nehody/ havárie a jej následkov. 

Skoré veľké úniky (LER) – veľké úniky rádioaktívnych látok do okolia, ktoré nastanú ešte 

pred prijatím vonkajších ochranných opatrení. 

Stav poškodenia jadrového zariadenia (PDS) – havarijné reťazce s poškodením jadrového 

paliva a/ alebo možným únikom rádioaktívnych látok do okolia jadrového zariadenia, ktoré 

majú podobné charakteristiky priebehu havárie, t.j. vyznačujú sa podobnou odozvou 

jadrového zariadenia na iniciačnú udalosť. 

Stratégia testovania – predstavuje spôsob periodického testovania zálohovaného systému. 

Udáva testovací interval a časové rozloženie testov zálohovaných podsystémov (jednotlivé 

zálohované podsystémy sú testované súčasne alebo ich testy sú časovo rozložené). 

4


Strom porúch – logický diagram, ktorý analyzuje definovanú poruchu systému 

identifikovanú v strome udalostí, tzv. vrcholovú udalosť, až na úroveň jednotlivých 

primárnych udalostí, ktoré zahŕňajú poruchu prvku, nepohotovosť kvôli údržbe alebo testu, 

poruchy so spoločnou príčinou, ľudské chyby. Strom porúch vlastne hľadá príčiny vzniku 

poruchy systému (vrcholovej udalosti). 

Strom udalostí – logický diagram, ktorý znázorňuje možnú odozvu jadrového zariadenia na 

výskyt iniciačnej udalosti. 

5 Pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti 

Pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti (PSA) je metóda analýzy bezpečnosti, ktorá 

identifikuje udalosti a ich kombinácie, ktoré môžu viesť k nehodám a haváriám JZ, stanovuje 

pravdepodobnosť vzniku každej kombinácie zlyhaní a určuje jej následky. PSA systematicky 

a realisticky spája aspekty bezpečnosti vrátane projektových charakteristík, prevádzkových 

postupov a skúseností, spoľahlivosti ľudského činiteľa, fyzikálnych procesov pri udalostiach 

a potenciálnych účinkov uvoľnených rádioaktívnych látok na pracovné a životné prostredie. 

Hlavným cieľom analýzy a štúdie PSA je poskytnúť kvalitatívne a kvantitatívne 

informácie o projekte, prevádzke a vplyve JZ na životné prostredie vrátane systematického 

hodnotenia rizika. Štúdia PSA pre JZ je zvyčajne spracovaná na jednej z troch úrovní: 

a) 1. úroveň - identifikuje postupnosť udalostí, ktoré môžu viesť k poškodeniu jadrového 

paliva. Zviditeľní silné a slabé stránky projektu JZ, vplyv prevádzkových a údržbových 

postupov a reakcií prevádzkového personálu na rozvoj príslušnej iniciačnej udalosti. PSA 

1. úrovne obsahuje udalosti vznikajúce počas prevádzky na plnom výkone alebo na nižších 

výkonových úrovniach či počas odstávky JZ. Vnútorné iniciačné udalosti zahrňujú stavy 

JZ zapríčinené poruchou zariadení, ľudskou chybou, prechodovým procesom, haváriou so 

stratou chladiva (LOCA), prasknutím rúrok parogenerátora (SGTR), prasknutím parovodu 

alebo potrubia napájacej vody, stratou napájania vlastnej spotreby, a iné. Vonkajšie 

iniciačné udalosti zahrňujú požiare a záplavy vo vnútri JZ, záplavy z vodných zdrojov 

mimo JZ, seizmické udalosti, pád lietadla, extrémne meteorologické podmienky, 

priemyselné a dopravné havárie a iné narušenia normálnej prevádzky, ktoré môžu mať 

vplyv na JZ; 

b) 2. úroveň - ďalej analyzuje a hodnotí havarijné reťazce, ktoré na základe kvantifikácie PSA 

1. úrovne vedú k poškodeniu jadrového paliva a/alebo úniku rádioaktívnych látok do 

pracovného a životného prostredia. Identifikuje možnosti rozvoja poškodenia jadrového 

paliva, ktoré v prípade jadrovej elektrárne vedú k tepelnému, mechanickému a 

rádioaktívnemu zaťaženiu konštrukcií primárneho a sekundárneho okruhu i stavebnej 

konštrukcie ochrannej obálky jadrového reaktora. Hlavnou úlohou je odhad množstva a 

frekvencií únikov rádioaktívnych látok do okolia JZ. To pre jadrovú elektráreň zahrňuje 

hodnotenie účinnosti hermetických priestorov a navyše i opatrenia súvisiace s riadením 

havárií. Zo skúseností vyplýva, že iniciačné udalosti a havarijné reťazce najdôležitejšie 

5


z hľadiska poškodenia jadrového paliva pre PSA 1. úrovni nepatria k najdôležitejším 

udalostiam pre PSA 2. úrovni; 

c) 3. úroveň - vyhodnocuje zdravotné a iné spoločenské riziká prevádzky JZ vrátane možnej 

kontaminácie pôdy a vody. PSA 3. úrovne využíva výsledky PSA 2. úrovne, 

meteorologické údaje, údaje o rozložení populácie a informácie o havarijnej pripravenosti. 

Výsledkom je odhad rozptylu a absorpcie uvoľnených rádioaktívnych látok spolu so 

zdravotnými následkami a vplyvom na životné prostredie (napr. počet úmrtí, rakovinových 

ochorení, kontaminácia pôdy, atď.). 

5.1 Možnosti využitia PSA 

Pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti sa dá využiť v širokom rozsahu dozorných a 

prevádzkových činností, ktorými sú: 

a) podpora pri riadení bezpečnosti a rozhodovací proces; 

b) identifikácia modifikácií projektu a prevádzkových predpisov JZ vrátane opatrení na 

predchádzanie a zmiernenie následkov nehôd a havárií s cieľom zníženia rizika JZ; 

c) vyhodnotenie celkového rizika a preukázanie, že JZ má vyrovnaný profil rizika; 

d) určovanie priorít opatrení a hodnotenie prínosu zmien pri zvyšovaní bezpečnosti JZ, 

posudzovanie zmien v limitách a podmienkach bezpečnej prevádzky, hodnotenie 

významnosti prevádzkových udalostí; 

e) vývoj a validácia bezpečnostne významných tréningových programov pre prevádzkový 

personál vrátane výcviku na simulátore; 

f) overenie, že dominantní prispievatelia k riziku sú zahrnutí do inšpekčného plánu; 

g) periodické hodnotenie prevádzkovej bezpečnosti po určitom období prevádzky; 

h) overovanie deterministických požiadaviek, hodnotenie vplyvu spoločného použitia 

deterministického a pravdepodobnostného prístupu k jadrovej bezpečnosti; 

i) optimalizácia údržby a plánovania testovacích intervalov zariadení a systémov; 

j) príprava havarijných scenárov pre výcvik prevádzkového personálu a vývoj predpisov/ 

návodov na riadenie havárií; 

k) optimalizácia projektu z hľadiska predchádzania haváriám a zmierňovania ich následkov; 

l) rozhodovanie o prioritách v plánovaní údržby a inšpekciách. 

Príklady využitia PSA v rôznych oblastiach sú uvedené v publikáciách MAAE /13/ až 

/18/. Požiadavky na PSA závisia od konkrétneho použitia PSA. Vo všeobecnosti má PSA 

vychádzať z najnovších poznatkov a byť v súlade s predpismi a návodmi platnými v danej 

oblasti. Všeobecné požiadavky na PSA sú uvedené v kapitole 6 tohto bezpečnostného návodu. 

5.2 Súčasné obmedzenia PSA 

V súčasnosti má PSA určité obmedzenia, ktoré vyplývajú z prijatých predpokladov 

modelovania, spoľahlivosti ľudského činiteľa, kvality vstupných údajov, porúch so spoločnou 

príčinou a výskytu zriedkavých udalostí. 

6


Dôležitým prvkom, ktorý ovplyvňuje kvantitatívne hodnotenie výsledkov v PSA sú 

vstupné údaje. Pre dlhodobo sledované zariadenia je ich už k dispozícií dostatočný štatistický 

počet. Na základe toho už parametre spoľahlivosti zariadení nie sú obmedzením PSA (napr. 

intenzita porúch), avšak určitý stupeň štandardizácie v tejto oblasti by zvýšil vierohodnosť 

používania špecifických údajov JZ. Štandardizácia PSA nie je zatiaľ metodicky plne 

realizovaná, ale spracovanie špecifických analýz a štúdií pre JZ postupne vedie 

k medzinárodným štandardom. 

5.3 Neurčitosti v PSA 

Frekvencie predpokladaných iniciačných udalostí v PSA sú vyhodnotené použitím 

generických alebo špecifických dát. Dáta náhodných porúch a porúch so spoločnou príčinou, 

ktoré tvoria základ kvantifikácie, sú relatívne spoľahlivé pre štatisticky pozorovateľné 

udalosti. Aj neurčitosti možno kvantifikovať použitím štatistiky. Pri udalostiach bez 

záznamov o ich výskyte sa však treba spoľahnúť na informácie odvodené z extrapolácií alebo 

z inžinierskych odhadov. Podobná situácia je pri hodnotení fyzikálnych a chemických javov 

a ich následkov. Ak sú zrejmé základné fyzikálne a chemické procesy, potom sú neurčitosti 

malé alebo ľahko kvantifikovateľné. Pri zložitých procesoch však možno hodnotiť iba 

zásadné neurčitosti na základe evidencie požadovaných fyzikálnych údajov. 

Ďalší okruh neurčitostí existuje v dôsledku relatívnej neadekvátnosti koncepčných 

a matematických modelov, numerických aproximácií, chýb výpočtových programov 

a výpočtových obmedzení. Kvantifikácia neurčitostí modelov je veľmi zložitá a zatiaľ pre ňu 

neexistuje žiadna všeobecne prijímaná metóda. Na odhad relatívneho vplyvu neurčitostí 

modelu možno použiť výsledky analýz citlivosti. 

Pre kvantifikáciu neurčitostí prvkov sú potrebné pravdepodobnosti alebo 

pravdepodobnostné rozdelenia, ktoré možno získať použitím rôznych metód. Pre poruchy 

prvkov ich možno ľahko určiť na základe skutočných údajov. Ak však tieto údaje nie sú 

k dispozícii alebo teoretické a experimentálne znalosti sú slabé, zostáva jedinou možnosťou 

inžiniersky odhad. 

Neurčitosti vo výsledkoch PSA sú vyhodnocované formou hustoty rozdelenia 

pravdepodobností alebo distribučných funkcií. Väčšina štúdií PSA 1. úrovne modeluje vplyv 

neurčitostí dát, zemetrasenia, požiarov a zraniteľnosti prvkov, nemodeluje však neurčitosti 

spojené s výsledkami termicko-hydraulických analýz určených na stanovenie kritérií 

úspešnosti systémov. Treba však poznamenať, že akékoľvek neurčitosti spojené s kritériami 

úspešnosti sa dajú eliminovať použitím konzervatívnych predpokladov. 

Neurčitosti spojené s priebehom ťažkých havárií, ktoré sú spojené s poškodením 

ochrannej obálky jadrového reaktora, únikom rádioaktívnych látok a ich šírením do okolia JZ, 

vyplývajú z náhodne sa vyskytujúcich neurčitostí ako aj zo súčasného stavu poznania. 

Kvantifikácia týchto neurčitostí je základom analýz a štúdií PSA na 2. úrovni. Pri získavaní 

informácií v tejto oblasti sa možno v plnej miere spoľahnúť na informácie dostupné zo 

zahraničných prác spracovaných pre JZ západného a sovietskeho typu. 

7


5.4 Pravdepodobnostné kritériá bezpečnosti a použitie PSA na posúdenie a 

zvyšovanie bezpečnosti 

Na dosiahnutie požadovanej úrovne bezpečnosti treba splniť pravdepodobnostné kritériá 

bezpečnosti alebo tzv. bezpečnostné ciele. Podstatné zníženie rizika pod tieto hodnoty by 

v dôsledku veľkých investičných a prevádzkových nákladov vyžadovalo značnú ekonomickú 

záťaž. Na druhej strane by prekročenie týchto kritérií pri vzniku potenciálnych havárií mohlo 

viesť k veľkým ekonomickým a sociálnym dôsledkom. Primeranú úroveň bezpečnosti však 

treba zaistiť bez ohľadu na náklady. 

Interpretácia pravdepodobnostných kritérií bezpečnosti sa mení v závislosti na ich použití 

/19/ až /23/. Možno napr. preveriť, či JZ spĺňa pravdepodobnostné kritériá bezpečnosti 

stanovené na úrovni frekvencie poškodenia jadrového paliva, frekvencie skorých veľkých 

únikov rádioaktívnych látok do pracovného či životného prostredia, alebo spoľahlivosti 

bezpečnostných systémov a funkcií. V niektorých krajinách sa kritériá aplikujú na jednotlivé 

jadrové bloky. V iných krajinách dozorné orgány nepoužívajú kritériá pre jednotlivé jadrové 

bloky, ale pre všetky jadrové bloky, ktoré sú v prevádzke v danej lokalite. Niekde sa kritériá 

aplikujú len pre výkonové prevádzkové režimy, inde zahrňujú aj nevýkonové prevádzkové 

režimy a odstavený jadrový reaktor vrátane vnútorných a vonkajších udalostí. V každom 

prípade však bezpečnostné kritériá kladne ovplyvňujú zvyšovanie bezpečnosti JZ a treba ich 

používať v praxi. 

Obrázok 1 uvádza príklad aplikácie pravdepodobnostných kritérií bezpečnosti. Úroveň 

rizika v oblasti I je veľmi vysoká a neprijateľná pri akýchkoľvek predpokladaných prínosoch 

JZ. Bez ohľadu na náklady treba modifikovať zariadenia a urobiť procedurálne zmeny na 

zníženie rizika do oblasti III alebo aspoň do oblasti II. V oblasti II je úroveň rizika 

akceptovateľná. Ďalšie zníženie rizika sa vyžaduje iba vtedy, keď sú náklady spojené s týmto 

procesom prijateľné. V tejto oblasti sa od držiteľa povolenia očakáva preukázanie, že 

vyhodnotil všetky alternatívy zníženia rizika a realizoval ekonomicky únosné zlepšenia. 

Úroveň rizika v oblasti III je dostatočne nízka, ďalšie zníženie rizika nie je potrebné. Neustále 

sa však treba venovať hodnoteniu rizika, aby sa udržala požadovaná úroveň bezpečnosti JZ a 

dôvery verejnosti. 

Koncepcia, ktorú zobrazuje Obrázok 1, je v súlade s odporúčaniami MAAE /21/ a praxou 

v niektorých krajinách /22/ a /23/. Treba však poznamenať, že hranice medzi jednotlivými 

oblasťami nie sú jednoznačne určené. Na ich určenie sa odporúča použiť bezpečnostný cieľ 

podľa nasledujúcich zásad. Deliaca čiara medzi oblasťou I a II je na takej úrovni rizika, ktorá 

je asi 10-krát vyššia ako bezpečnostný cieľ. Deliaca čiara medzi oblasťou II a III je na takej 

úrovni rizika, ktorá je asi 10-krát nižšia ako bezpečnostný cieľ. Na stanovenie podmienok pre 

oblasť II je teda pomerne široké rozpätie. 

Pre jadrové elektrárne sa odporúčajú tieto bezpečnostné ciele /46/: 

a) sumárna frekvencia (t.j. z výsledkov FPSA+SPSA) poškodenia jadrového paliva vplyvom 

8 

vnútorných a vonkajších iniciačných udalostí je stanovená na 1,0×10 -4 /rok pre existujúce 

jadrové bloky, pre nové projektované jadrové bloky na 1,0×10 -5 /rok;


b) sumárna frekvencia (t.j. z výsledkov FPSA+SPSA) skorého veľkého úniku rádioaktívnych 

látok vplyvom vnútorných a vonkajších iniciačných udalostí je stanovená na 1,0×10 -5 /rok 

pre existujúce jadrové bloky, pre nové projektované jadrové bloky na 1,0×10 -6 /rok. Skorý 

veľký únik je definovaný ako únik, ktorý vedie k uvoľneniu aktivity ekvivalentnej 5% 

obsahu Cs-137 v aktívnej zóne pre 1000 MWe tlakovodný jadrový reaktor, bez vzácnych 

plynov. 

I 

Neprijateľná oblasť 

II 

Relatívne prijateľná oblasť 

Bezpečnostný cieľ 

III 

Prijateľná oblasť 

Zanedbateľné riziko 

Požadované je zníženie 

rizika bez ohľadu 

na náklady 

Zníženie rizika je žiadúce, 

ak sú prijateľné náklady 

Zníženie rizika je 

požadované na udržanie 

nízkej úrovne rizika 

a dôvery verejnosti 

Obrázok 1 Príklad použitia výsledkov PSA v rámci pravdepodobnostných kritérií 

bezpečnosti 

Na porovnanie s pravdepodobnostnými kritériami bezpečnosti sa používajú stredné 

hodnoty výsledkov PSA. 

Najväčší význam PSA spočíva v jeho schopnosti odhaliť slabé miesta JZ, ako aj slabé 

miesta v projekte a v prevádzkových predpisoch a ich vplyv na ukazovatele rizika (na 

frekvenciu poškodenia jadrového paliva, pre JZ s jadrovým reaktorom podmienenú 

pravdepodobnosť poškodenia ochrannej obálky jadrového reaktora, frekvenciu skorých 

veľkých únikov rádioaktívnych látok do životného prostredia, riziká rádiologického 

zamorenia okolia). Preto jedným z najdôležitejších aspektov akejkoľvek analýzy alebo štúdie 

9


PSA je možnosť jeho použitia pri posudzovaní a zvyšovaní bezpečnosti a rozhodovaní o 

nápravných opatreniach. Celkový proces posudzovania a zvyšovania jadrovej bezpečnosti má 

sledovať koncepciu uvedenú v tejto sekcii. 

Cieľom tohto bezpečnostného návodu nie je určenie postupov spracovania a použitia 

PSA, ale zavedenie systému na využitie jeho výsledkov. 

Analýzy a štúdie PSA spracované v rôznych krajinách /24/ a pod záštitou MAAE 

poskytujú špecifické príklady použitia PSA /16/. Ako príklad užitočnosti PSA slúžia aj práce 

MAAE, ktoré boli spracované pre staršie reaktory /25/. 

6 Všeobecné požiadavky na PSA 

6.1 Povinnosti JZ 

Pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti prevádzky JZ je súčasťou dokumentácie 

predkladanej na ÚJD SR v rámci správneho konania (príloha č. 1, písm. C, j) zákona NR SR 

č. 541/2004 Z. z. /1/). Rozsah a obsah analýz a štúdií PSA 1. a 2. úrovne je stanovený vo 

všeobecne záväznom právnom predpise, ktorý vydal ÚJD SR (§20 ods. (1) a ods. (2)) 

vyhlášky ÚJD SR č. 58/2006 Z. z. /2/). 

Držiteľ povolenia spracuje a predloží na ÚJD SR špecifické PSA 1. úrovne, ktoré 

predstavuje hodnotenie rizika poškodenia jadrového paliva v jadrovom zariadení pre všetky 

prevádzkové režimy, významné iniciačné udalosti a riziká vrátane vnútorných požiarov, 

vnútorných záplav, extrémnych meteorologických podmienok a zemetrasenia. Štúdia PSA 1. 

úrovne zahŕňa: uvedenie účelu a rozsahu hodnotenia; stručný opis použitej metodiky, postupu 

hodnotenia a zabezpečovania kvality; primerané informácie o modelovanom JZ 

a zdokumentovanie prijatých predpokladov, kritérií a obmedzení modelovania; zoznam, 

kategorizáciu a frekvencie iniciačných udalostí; stromy udalostí, analýzu havarijných 

reťazcov a kritérií úspešnosti; analýzu dát; analýzu systémov a stromy porúch; analýzu 

vplyvu významných vnútorných a vonkajších udalosti; analýzu vplyvu porúch so spoločnou 

príčinou; súhrnné výsledky hodnotenia a ich opis s uvedením hlavných prispievateľov 

k frekvencii poškodenia jadrového paliva a dominantných kombinácií porúch vedúcich 

k poškodeniu jadrového paliva; analýzu neurčitostí, citlivosti a dôležitosti výsledkov; 

možnosti zvýšenia bezpečnosti JZ. 

Držiteľ povolenia spracuje a predloží na ÚJD SR špecifické PSA 2. úrovne, ktoré 

predstavuje hodnotenie rizika úniku rádioaktívnych látok do okolia JZ. Štúdia PSA 2. úrovne 

zahŕňa: uvedenie účelu a rozsahu hodnotenia; stručný opis použitej metodiky, postupu 

hodnotenia a zabezpečovania kvality; primerané informácie o modelovanom JZ 

a zdokumentovanie prijatých predpokladov, kritérií a obmedzení modelovania; rozhranie 

medzi štúdiou PSA 1. a 2. úrovne vrátane stavov poškodenia JZ; stromy udalostí, analýzu 

havarijných reťazcov a kritérií úspešnosti; pre JZ s jadrovým reaktorom štrukturálnu analýzu 

ochrannej obálky jadrového reaktora; charakteristiky zdrojového člena, určenie množstva 

a frekvencie úniku rádioaktívnych látok, ktoré môžu uniknúť do okolia; hodnotenie účinnosti 

10


stratégie riadenia ťažkých havárií; súhrnné výsledky hodnotenia vrátane hlavných 

prispievateľov k riziku frekvencie skorých veľkých únikov a dominantných kombinácií 

porúch vedúcich k úniku rádioaktívnych látok do okolia JZ; analýzu neurčitostí alebo 

citlivosti; možnosti zvýšenia bezpečnosti JZ. 

Pred aplikáciou konkrétnych výsledkov sú pravdepodobnostné analýzy bezpečnosti 

nezávisle overené (§19 ods. (2), písm. g) vyhlášky ÚJD SR č. 58/2006 Z. z. /2/). 

6.2 Požiadavky na overenie PSA 

Overenie PSA slúži k zabezpečeniu kvality PSA a jeho aplikácií /29/ a /30/. Vykonáva ho 

držiteľ povolenia i dozorný orgán. Držiteľ povolenia ho vykonáva internými pracovníkmi ako 

aj nezávislými odborníkmi, t.j., odborníkmi, ktorí neboli do realizácie štúdie a analýzy PSA 

priamo zaangažovaní. Hlavné ciele overenia sú: 

a) určiť vhodnosť PSA pre konkrétnu aplikáciu; 

b) určiť platnosť zdrojov vstupných informácií, predpokladov modelovania, modelov, dát a 

analýz, ktoré sú základom navrhovaných zmien; 

c) určiť platnosť získaných výsledkov a záverov, ktoré súvisia s navrhovanými zmenami. 

Overenie analýzy/ štúdie PSA robí skupina odborníkov, nie jednotlivec, pretože úlohy 

v analýzach zvyčajne zahrňujú znalosti z viacerých oblastí. Potrební sú odborníci z oblastí 

systémových analýz, analýz dát a analýz ľudských chýb. Ak bola vykonaná PSA 2. úrovne, sú 

potrební odborníci na analýzu javov pri ťažkých haváriách a analýzu zdrojového člena. 

Pri PSA 3. úrovne sú potrební experti na modelovanie následkov havárií. Ak je súčasťou PSA 

aj seizmická a požiarna analýza alebo analýza iných, pre lokalitu JZ nevyhnutných vonkajších 

udalostí, treba tím odborníkov vhodne doplniť. 

Každý posudzovateľ musí mať skúsenosti s využívaním a spracovaním PSA pre JZ. 

Predpokladá sa, že tieto skúsenosti zahrňujú znalosti vstupných veličín, predpokladov, metód 

a modelov. Posudzovatelia musia mať aspoň všeobecné poznatky o projektovom riešení JZ. 

Aspoň jeden člen skupiny musí dobre poznať JZ a jeho prevádzku. 

Posudzovatelia rozhodnú, či sú analýzy prijateľné, výsledky logické a opodstatnené. Ich 

prvou úlohou je prekontrolovať vstupné informácie a použité metódy pre PSA. Pozornosť sa 

venuje úplnosti a presnosti informácií tak, aby PSA model bol skutočným obrazom JZ. 

Predpoklady analýz sú vytvorené na základe prehliadky JZ, použitím dokumentácie týkajúcej 

sa projektu a prevádzky a na základe konzultácií s personálom. Zároveň sú platné k tomu dňu, 

ku ktorému je analýza vykonaná. 

Ďalšou úlohou posudzovateľov je preveriť vierohodnosť výsledkov analýzy/ štúdie PSA 

porovnaním s výsledkami podobných JZ. Identifikované sú hlavné rozdiely a prehodnotené 

tie časti PSA, ktoré majú významný vplyv na výsledky. 

Závery z posúdenia sú zdokumentované a špecifické odporúčania zvýraznené. 

Zdokumentovať je potrebné aj všetky vznesené pripomienky spolu so stručnými odpoveďami 

riešiteľov analýzy/ štúdie PSA a ich záväzky ohľadne potenciálnych úprav v analýze/ štúdii 

PSA. Výsledky overenia predkladá držiteľ povolenia dozornému orgánu spolu s PSA. 

11


6.3 Prehodnocovanie rizika pri zvyšovaní bezpečnosti 

Ak sa výsledky PSA používajú na hodnotenie vplyvu navrhovaných zmien na zvyšovanie 

bezpečnosti JZ, analýza rizika ukazuje vplyv týchto zmien na celkové riziko. Zmeny 

s vplyvom na bezpečnosť JZ majú vyhovovať nasledujúcim zásadám: 

a) sú splnené požiadavky všeobecne záväzných právnych predpisov; 

b) je dodržaná koncepcia ochrany do hĺbky; 

c) sú dodržané bezpečnostné rezervy; 

d) sú dodržané relevantné požiadavky dozorného orgánu; 

e) navrhované zmeny a ich celkový vplyv na riziko prevádzky JZ nespôsobia prekročenie 

pravdepodobnostných kritérií bezpečnosti ani zvýšenie pôvodnej hodnoty rizika (pre FPSA 

ani SPSA). 

6.4 Zber a analýza dát JZ 

Vstupné dáta pre PSA 1. úrovne zahrňujú frekvencie iniciačných udalostí, spoľahlivosti 

zariadení, nepohotovosti vplyvom údržby a testov, pravdepodobnosti porúch so spoločnou 

príčinou a spoľahlivosti ľudského činiteľa. Pre každý z týchto parametrov je identifikovaný 

zdroj dát, výber a forma triedenia a metóda kvantifikácie. 

6.4.1 Frekvencie iniciačných udalostí 

Výber udalostí a ich zaradenie do skupín tvoria východisko pre odhad frekvencií 

iniciačných udalostí. Frekvencie očakávaných udalostí sa určujú z počtu automatických 

odstavení jadrového reaktora a celkovej doby prevádzky v jednotlivých prevádzkových 

režimoch. Pre iniciačné udalosti bez špecifických údajov sa môžu použiť generické dáta. 

Generické dáta by sa mali použiť aj pre havárie so stratou chladiva (ang. LOCA). Niektoré 

frekvencie iniciačných udalostí (napr. nepohotovosť pomocných systémov) možno 

analyzovať a vyhodnotiť na základe stromov porúch. 

6.4.2 Spoľahlivosť zariadení 

Parametre spoľahlivosti zariadení sú intenzity porúch pri výzve k činnosti a počas chodu. 

Uprednostňuje sa metóda, ktorá na odhad týchto parametrov používa údaje z JZ. Ak nie je 

dosť špecifických dát z prevádzky, použije sa Bayesova metóda, v ktorej sú generické dáta 

aktualizované dátami z daného JZ. Vhodnosť použitia konkrétnych generických dát je 

zdokumentovaná. 

6.4.3 Nepohotovosť v dôsledku údržby a testov 

Na výpočet nepohotovosti v dôsledku údržby a testov treba mať relevantné dáta 

o prevádzke, opravách a testovaní hodnotených zariadení. Údajom na výpočet je doba trvania 

nepohotovosti a celková doba požadovanej prevádzky. Nepohotovosti sa počítajú 

z prevádzkových záznamov JZ. 

12


6.4.4 Poruchy so spoločnou príčinou 

Na výpočet pravdepodobnosti porúch so spoločnou príčinou možno použiť viacero 

metód, napr. metódu alfa faktoru, beta faktoru, či viacnásobných gréckych písmen. Použitá 

metóda má byť všeobecne uznávaná (napr. /4/ a /6/), pričom treba zdôvodniť jej vhodnosť 

v danom prípade. V praxi sa spravidla používajú generické dáta, pretože špecifické dáta nie sú 

k dispozícii. 

6.4.5 Spoľahlivosť ľudského činiteľa 

PSA zahŕňa analýzu spoľahlivosti ľudského činiteľa, ktorá berie do úvahy všetky faktory, 

ktoré môžu ovplyvniť správanie sa prevádzkového personálu vo všetkých prevádzkových 

režimoch. Na určenie spoľahlivosti ľudského činiteľa je niekoľko metód. Pri každej metóde 

treba zvážiť jej silné a slabé stránky tak, aby bola vybraná najvhodnejšia metóda. 

6.5 Požiadavky na výcvik personálu JZ pre PSA 

Správne využívanie PSA jednotlivých úrovní pri prevádzkových a dozorných činnostiach 

predpokladá existenciu kvalifikovaného personálu so zodpovedajúcimi znalosťami 

a skúsenosťami v tejto oblasti. 

6.6 Povinnosť udržať riziko počas životnosti JZ v rámci limitov 

Vzhľadom na súčasný stav využitia a aplikácie PSA v praxi, nie sú zatiaľ pre túto oblasť 

špecifikované žiadne požiadavky. V budúcnosti sa očakáva stanovenie príslušných kritérií. 

6.7 Všeobecná metodika PSA 

Východzím bodom pre PSA je detailný popis projektu a prevádzky JZ počas normálnej 

prevádzky, abnormálnej prevádzky a pri havarijných podmienkach. ÚJD SR požaduje, aby sa 

v PSA použila medzinárodne prijatá metodika (metodika opísaná v dokumentoch MAAE) a 

správna technická prax, príp. iné všeobecne známe metódy a postupy /11/ a /26/ až /28/. PSA 

a jeho aplikácie majú byť založené na realistickom modelovaní odozvy JZ s použitím údajov 

relevantných k projektu a prevádzke, pri zohľadnení zásahov prevádzkového personálu 

v rozsahu uvažovanom v prevádzkových predpisoch/ návodoch na riadenie havárií. Na 

zjednodušenie pravdepodobnostných analýz bezpečnosti je možné a užitočné používať 

niektoré prvky konzervativizmu. Použité zjednodušenia a predpoklady analýz však je 

potrebné zdokumentovať a odôvodniť (§20 ods. (1) písm. c) a ods. (2) písm. c) vyhlášky ÚJD 

SR č. 58/2006 Z. z. /2/). Pri tom je dôležité, aby sa zabránilo nadmernému rozpätiu výsledkov 

PSA. 

13


V súčasných PSA sú zahrnuté opisy systémov JZ, ich schémy, prevádzkové predpisy, 

deterministické analýzy bezpečnosti a iné užitočné údaje a informácie. Úroveň dostupných 

informácií závisí od štádia projektu, výstavby alebo prevádzky daného JZ. 

Cieľom PSA 1. úrovne je určiť všetky havarijné reťazce, ktoré majú príspevok k riziku 

poškodenia jadrového paliva. Ukazovateľom tohto rizika pre jadrové elektrárne je frekvencia 

poškodenia jadrového paliva (ang. Core Damage Frequency - CDF). Cieľom PSA 2. úrovne je 

určiť všetky havarijné reťazce, ktoré majú príspevok k riziku úniku rádioaktívnych látok do 

pracovného alebo životného prostredia. Ukazovateľom tohto rizika je frekvencia skorých 

veľkých únikov (ang. Large Early Release Frequency - LERF). Identifikácia všetkých 

kombinácií primárnych udalostí, ktoré by mohli mať príspevok k riziku, vyžaduje 

systematickú analýzu. Primárne udalosti zahrňujú iniciačné udalosti, vnútorné a vonkajšie 

udalosti, poruchy prvkov bezpečnostných systémov, nepohotovosti prvkov počas údržby a 

testov, ľudské chyby, poruchy so spoločnou príčinou, poruchy vzniknuté následkom 

iniciačných udalostí ako aj poruchy bezpečnostných bariér (napr. strata tesnosti alebo 

integrity primárneho okruhu alebo ochrannej obálky jadrového reaktora). 

V PSA sú zahrnuté všetky významné závislosti vrátane funkčných závislostí, 

priestorových závislostí a vplyv porúch so spoločnou príčinou. 

Iniciačné udalosti narušujú podmienky prevádzky JZ. Sú to očakávané udalosti, 

projektové alebo nadprojektové havárie. Môžu byť vyvolané z vnútorných príčin (porucha 

zariadení, chyba prevádzkového personálu, vnútorné záplavy a požiare) alebo z vonkajších 

príčin (napr. zemetrasenie, pád lietadla, extrémne meteorologické podmienky, alebo pád 

ťažkého bremena pri odstavenom jadrovom reaktore atď.). Celkové riziko zahŕňa vnútorné aj 

vonkajšie iniciačné udalosti. 

Pre PSA aplikácie a rozhodovania, ktoré berú do úvahy celkové riziko JZ, ukazovatele 

rizika zohľadňujú všetky prevádzkové režimy a stavy JZ a iniciačné udalosti, ktoré sa v nich 

môžu vyskytnúť. Prevádzkové stavy JZ (ang. Plant Operational States - POS) sú definované 

na základe prevádzkových charakteristík, napr. výkonu jadrového reaktora, teploty chladiva 

v primárnom okruhu, tlaku a množstva chladiva, pohotovosti systémov, zmien v odvode 

zvyškového tepla alebo zmien podmienok, ktoré ovplyvňujú kritériá úspešnosti. Stav 

jadrového bloku predstavuje špecifický stav, v ktorom je relatívne stabilný stav reaktora, 

bezpečnostných systémov a vykonávaných činností, t.j. sú rovnaké podmienky na odozvu 

jadrového bloku na iniciačné udalosti. Doby trvania jednotlivých stavov JZ sa stanovujú zo 

špecifických dát JZ. Celkové riziko jadrovej elektrárne sa skladá z rizika pri plnom výkone 

reaktora, nízkych výkonových stavoch a odstavenom jadrovom reaktore. 

Pri kvantifikácii rizika je dôležité pochopiť a identifikovať neurčitosti. Využívanie 

výsledkov analýzy rizika v prevádzkových a dozorných činnostiach vyžaduje správne 

pochopiť hlavných prispievateľov k celkovému riziku ako aj vplyvu neurčitostí na výsledky. 

Zdroje neurčitosti sú identifikované na každom stupni spracovania PSA (napr. v havarijných 

reťazcoch, spoľahlivosti ľudského činiteľa, atď.) a v ukazovateľoch rizika. PSA 1. úrovne 

obsahuje analýzu neurčitostí aj citlivosti, PSA 2. úrovne obsahuje aspoň jednu z týchto analýz 

(§20 ods. (1) písm. l) a ods. (2) písm. k) vyhlášky ÚJD SR č. 58/2006 Z. z. /2/). 

14

6.8 Pravdepodobnostné bezpečnostné ciele 


ÚJD SR pre posúdenie a zvyšovanie bezpečnosti jadrových elektrární definuje 

pravdepodobnostné bezpečnostné ciele na úrovni frekvencie poškodenia jadrového paliva pre 

PSA 1. úrovne a na úrovni frekvencie skorých veľkých únikov pre PSA 2. úrovne. Frekvencia 

poškodenia jadrového paliva nemá byť pre existujúce bloky jadrových elektrární väčšia ako 

1,0×10 -4 /rok a frekvencia skorých veľkých únikov väčšia ako 1,0×10 -5 /rok po započítaní 

príspevkov od skutočnej nepohotovosti zariadení ovplyvňujúcich jadrovú bezpečnosť. 

Sledované obdobie rok predstavuje všetky režimy prevádzky JZ počas celého kalendárneho 

roku, t.j. na výkone a aj v odstavenom stave. Na porovnanie s pravdepodobnostnými 

bezpečnostnými cieľmi je treba použiť stredné hodnoty výsledkov PSA, ktoré zahrňujú 

vnútorné aj vonkajšie iniciačné udalosti.. 

O pravdepodobnostných kritériách bezpečnosti pre aplikáciu PSA v rozhodovacom 

procese a akceptáciu zmien v projekte alebo prevádzke s vplyvom na bezpečnosť JZ 

pojednáva bezpečnostný návod ÚJD SR /45/. 

6.9 Prezentácia výsledkov 

Dokumentácia analýzy a štúdie PSA musí byť v súlade s príslušnými ustanoveniami 

všeobecne záväzných právnych predpisov (§20 ods. (1) a ods. (2)) vyhlášky ÚJD SR č. 

58/2006 Z. z. /2/). Má vyhovovať doporučeniam MAAE pre PSA 1. a 2. úrovne /6/ až /9/. 

Dokumentácia obsahuje uvedenie účelu a rozsahu hodnotenia; stručný opis použitej 

metodiky, postupu hodnotenia a zabezpečovania kvality a primerané informácie 

o modelovanom JZ.. Ďalej obsahuje prehľad všetkých analýz (resp. odkazov na ne), odkazy 

na zdroje dát a iné informácie, ktoré tvoria technický základ PSA. Pre každú časť PSA sú 

jasne a stručne dokumentované všetky prijaté predpoklady, použité kritériá a obmedzenia 

modelovania. Pre PSA 1. úrovne je uvedený zoznam, kategorizácia a frekvencie iniciačných 

udalostí i stromy udalostí. Pre PSA 2. úrovne je uvedený opis rozhrania medzi štúdiou PSA 1. 

a 2. úrovne vrátane stavov poškodenia jadrového zariadenia, stromy udalostí, charakteristiky 

zdrojového člena, množstvo a frekvencia úniku rádioaktívnych látok do životného prostredia 

a hodnotenie účinnosti stratégie riadenia ťažkých havárií. Pre PSA 1. a 2. úrovne nechýbajú 

súhrnné výsledky hodnotenia a ich opis vrátane hlavných prispievateľov k riziku poškodenia 

jadrového paliva, resp. úniku rádioaktívnych látok do pracovného a životného prostredia. 

Informácia sa uvádza v takej forme, rozsahu a obsahu, aby jej kvalifikovaný 

posudzovateľ porozumel a mohol si ju overiť. 

6.9.1 Výsledky PSA 

Súhrnné výsledky PSA obsahujú najmä: 

a) strednú hodnotu (bodový odhad) a pravdepodobnostné rozdelenie frekvencie poškodenia 

jadrového paliva pre vnútorné i vonkajšie udalosti pre všetky prevádzkové režimy a stavy 

JZ ako aj pre celkové riziko; 

15


b) identifikáciu príspevkov k strednej hodnote frekvencie poškodenia jadrového paliva od 

iniciačných udalostí aj od havarijných reťazcov; 

c) pre jadrové zariadenie s jadrovým reaktorom strednú hodnotu frekvencie poškodenia 

ochrannej obálky; 

d) identifikáciu príspevkov k strednej hodnote frekvencie poškodenia ochrannej obálky od 

stavov poškodenia JZ aj od iniciačných udalostí; 

e) strednú hodnotu frekvencie úniku rádioaktívnych látok; 

f) identifikáciu príspevkov k strednej hodnote frekvencie úniku rádioaktívnych látok od 

stavov poškodenia JZ aj od kategórie únikov. 

Okrem toho PSA obsahuje výsledky analýz dôležitosti (aspoň Fussel-Veselého 

ukazovateľ dôležitosti) a analýz citlivosti, ktoré poskytujú obraz o potenciálnom vplyve 

rôznych systémov na výsledky výpočtu, predpokladov modelovania, neurčitostí, a potvrdzujú, 

že nenastáva tzv. Cliff edge effects (malá zmena prevádzkových parametrov vyvolávajúca 

závažné zmeny v odozve JZ). Výsledky majú byť prezentované tak, aby boli jasné závery 

vyplývajúce z PSA ako aj možnosti znižovania rizika prevádzky JZ. 

6.9.2 Porovnanie s pravdepodobnostnými bezpečnostnými cieľmi 

Výsledky PSA je potrebné porovnať s pravdepodobnostnými bezpečnostnými cieľmi 

stanovenými ÚJD SR. Ak majú výsledky prínos z hľadiska zníženia rizika, treba ich použiť 

v programe zvyšovania bezpečnosti spolu s deterministickými kritériami. 

6.10 Požiadavky na aktualizáciu PSA 

Počas životnosti JZ je PSA periodicky aktualizované (aspoň v rámci vykonania 

periodického hodnotenia bezpečnosti, §18 ods. (5) vyhlášky ÚJD SR č. 49/2006 Z. z./3/) so 

zohľadnením, nových dát, zmien v projekte a prevádzkových predpisoch, zmien 

ovplyvňujúcich spoľahlivosť ľudského činiteľa alebo iných nových informácií, ktoré majú 

vplyv na výsledky PSA. Pre periodickú aktualizáciu PSA sa odporúča 5 ročný interval. 

Na udržiavanie aktuálneho stavu modelu PSA (ang. Living PSA) treba zmeny v projekte 

JZ a prevádzke zahrnúť skôr ako bude štúdia PSA periodicky aktualizovaná. 

6.11 Zabezpečovanie kvality PSA 

Realizácia PSA pre JZ je veľmi komplexná a zložitá úloha, ktorá vyžaduje súčinnosť 

mnohých interdisciplinárnych tímov s rozsiahlymi znalosťami projektu, prevádzky a metód 

PSA. Na dosiahnutie požadovanej efektívnosti a kvality jednotlivých analýz a štúdie PSA je 

preto potrebné podrobiť všetky aspekty PSA cieľavedomému procesu zabezpečovania kvality, 

založenému na príslušných procedurálnych postupoch. 

PSA je potrebné vypracovať, dokumentovať a udržiavať v súlade so systémom 

manažérstva kvality držiteľa povolenia, respektíve spracovateľa PSA analýzy/ štúdie. 

Dokumentácia k analýze/ štúdii PSA má obsahovať informáciu o postupe pri zabezpečovaní 

16


kvality (§20 ods. (1) písm. b) a ods. (2) písm. b) vyhlášky ÚJD SR č. 58/2006 Z. z. /2/). Zvýši 

sa tak dôveryhodnosť použitých modelov PSA a získaných výsledkov. 

Pri vypracovávaní PSA je možné používať len známe metódy a postupy. PSA je potrebné 

vypracovať podľa najlepších medzinárodných praktík. 

6.12 Závery PSA a možnosti zvýšenia bezpečnosti JZ 

Na základe poznatkov nadobudnutých prostredníctvom PSA držiteľ povolenia, resp. jeho 

technické podporné organizácie vypracujú závery o bezpečnosti prevádzky JZ. Tieto zahrňujú 

vlastnosti JZ, ktoré boli zistené na základe PSA. Závery sa sústreďujú na najdôležitejšie 

iniciačné udalosti z hľadiska rizika, dominantné havarijné reťazce, dominantné bezpečnostné 

systémy a primárne udalosti. 

Zdokumentované sú stratégie prospešné z hľadiska zníženia rizika. Okrem toho má PSA 

identifikovať potenciálne údržbové, prevádzkové a havarijné procedurálne postupy, programy 

periodických skúšok, školiace a výcvikové programy, ktoré by mohli znížiť vplyv alebo 

vylúčiť citlivé miesta z havarijných reťazcov. Treba pamätať na diskusiu o pozitívnych a 

negatívnych dopadoch navrhnutých zmien na riziko. 

PSA má poskytnúť dostatočné podklady, aby ÚJD SR mohol posúdiť, či bola všetkým 

citlivým a zraniteľným miestam, či už modifikáciám v prevádzkovej dokumentácii alebo na 

zariadení JZ, venovaná primeraná pozornosť. Treba vysvetliť dôvody pre výber a realizáciu 

alternatív potenciálnych zmien na JZ. 

7 Všeobecné zásady pre aplikácie PSA 

Podmienkou využitia PSA v praxi je správnosť použitého modelu a jeho spracovanie na 

požadovanej úrovni kvality. Obmedzenia a neurčitosti PSA treba pochopiť a zohľadniť pri 

aplikácii. Primeranosť každej konkrétnej aplikácie PSA je potrebné preveriť vzhľadom na 

dané obmedzenia a neurčitosti. 

7.1 Prijateľnosť modelu a analýzy/ štúdie PSA 

Prijateľnosť analýzy a štúdie PSA pre aplikácie (napr. monitorovanie rizika v reálnom 

čase, optimalizácia limitov a podmienok bezpečnej prevádzky, optimalizácia testovacích 

intervalov a pod.) a rozhodovací proces sa posudzuje na základe dvoch hľadísk: 

a) overí sa, či boli všetky časti PSA vhodne spracované, t.j. či: 

aa) model PSA reprezentuje skutočný stav JZ; 

ab) bol model PSA vytvorený v súlade s metodiku a správne vyjadruje vzájomné vzťahy 

medzi systémami, prvkami a činnosťou prevádzkového personálu; 

ac) boli parametre primárnych udalostí určené správne; 

b) overí sa, či boli všetky predpoklady modelovania vhodne použité a zdokumentované. 

17


Aby sa mohli využívať závery a odporúčania vyplývajúce z PSA, musí byť model 

správny a dostatočne komplexný. Model reprezentuje skutočný stav JZ len vtedy, ak je 

periodicky aktualizovaný a zohľadňuje všetky závažné zmeny s vplyvom na bezpečnosť JZ. 

Tento stav sa dá dosiahnuť len udržiavaním tzv. živého modelu (ang. Living PSA). 

Súčasné metódy PSA nie sú úplne jednotné. Pri niektorých metódach ešte nie je prijatý 

konsenzus. PSA model závisí od určitých predpokladov, čo je spojené s neurčitosťami, ktoré 

treba správne ošetriť. 

Pretože PSA štandardy a programy používané v priemysle nie sú presne vymedzené 

(neočakáva sa, že budú), existuje určitá voľnosť ako modelovať niektoré javy v PSA. Rôzni 

analytici teda môžu prijať odlišné predpoklady. Prijaté predpoklady však musia spĺňať 

požiadavky medzinárodne uznávaných štandardov, alebo byť akceptovateľné podľa návodov 

nezávislých kontrol. Výber špecifických predpokladov alebo určitých priblížení môže vplývať 

na výsledky PSA. Pre každú aplikáciu PSA sa preto identifikujú predpoklady, ktoré môžu 

výrazne zmeniť výsledky. Identifikované predpoklady sa prešetria v analýze citlivosti. Na 

základe jej výsledkov a výsledkov nezávislej kontroly sa rozhodne o prijateľnosti PSA pre 

konkrétnu aplikáciu. 

7.2 Zdokumentovanie kontroly analýzy a štúdie PSA 

Kontrolu prijateľnosti PSA pre konkrétnu aplikáciu treba zdokumentovať. Dokumenty 

musia obsahovať detailný popis postupu kontroly. Prekontrolovať treba všetky časti PSA 

potrebné na hodnotenie rizika danou aplikáciou. Dokumenty majú obsahovať dosť informácií 

o tom, že rozsah kontroly PSA postačuje na podporu danej aplikácie. 

7.3 Aplikácie PSA 

Táto sekcia bezpečnostného návodu stručne uvádza jednotlivé aplikácie PSA. 

Podrobnejšie informácie možno nájsť vo viacerých dokumentoch MAAE, napr. /31/ až /33/. 

Použite PSA v praxi je podmienené porozumením, pochopením a vzatím do úvahy jeho 

obmedzení. Primeranosť každého použitia PSA je potrebné prekontrolovať vzhľadom na 

obmedzenia PSA. 

Ak sa PSA používa na hodnotenie alebo zmenu požiadaviek na limity a podmienky 

bezpečnej prevádzky, monitorovanie rizika v reálnom čase, alebo spoľahlivostne orientovanú 

údržbu, či iné ďalšie aplikácie, potom treba do PSA zahrnúť všetky dôležité atribúty, ktoré 

majú rozhodujúci vplyv na výsledky PSA vrátane aktuálneho stavu systémov, konštrukcií a 

komponentov ako aj vyzývaných bezpečnostných funkcií. 

Najčastejšou aplikáciou PSA je monitorovanie rizika v reálnom čase, optimalizácia 

limitov a podmienok bezpečnej prevádzky, spoľahlivostne orientovaná údržba, alebo vyžitie 

informácie o riziku v rozhodovacom procese. Okrem uvedených aplikácií existuje celý rad 

ďalších, napr. využitie poznatkov o riziku pri školení prevádzkového personálu, rizikovo 

orientované prevádzkové kontroly, predpisy a požiadavky dozorného orgánu. 

18


7.3.1 Monitorovanie rizika v reálnom čase 

Monitorovanie rizika predstavuje analytický nástroj, pomocou ktorého sa dá v reálnom 

čase na základe aktuálneho stavu jednotlivých systémov a prvkov určiť okamžité riziko 

špecifického jadrového zariadenia. Monitorovanie rizika na základe PSA modelu jadrového 

bloku umožňuje: 

a) hodnotiť riziko rôznych konfigurácií jadrového bloku pri nepohotovosti zariadení formou 

frekvencie poškodenia jadrového paliva alebo iných ukazovateľov; 

b) výpočet povolenej doby nepohotovosti zariadení; 

c) periodické hodnotenie rizika bloku za uplynulé obdobie (napr. mesačne, obyčajne sa 

v rámci hodnotenia prevádzky uvádza minimálna periodicita - kvartál); 

d) plánovanie údržby (hodnotenie rizika budúcich konfigurácií). 

7.3.2 Optimalizácia limitov a podmienok bezpečnej prevádzky 

Optimalizácia limitov a podmienok bezpečnej prevádzky je zameraná na povolenú dobu 

nepohotovosti prvkov a na testovacie intervaly bezpečnostných systémov, ktoré sú vo 

vyčkávacom režime. Porucha prvku bezpečnostného systému prechodne zvyšuje riziko 

prevádzky jadrového bloku nad úroveň základného rizika. Bezpečnostné systémy sa počas 

normálnej prevádzky jadrového reaktora nachádzajú vo vyčkávacom režime, takže ich 

poruchy môžu byť odhalené len počas periodických testov. Povolená doba na opravu je 

stanovená v limitoch a podmienkach a predstavuje maximálnu dobu, počas ktorej je 

prevádzka jadrového bloku s nepohotovým prvkom bezpečnostného systému prípustná. Po 

prekročení tejto doby opravy musí byť reaktor odstavený. Vzniká však otázka, či odstavenie 

reaktora nepredstavuje väčšie riziko, ako pokračovanie v prevádzke. Pri hľadaní optimálneho 

riešenia sa musia porovnať obidve riziká, ktoré vznikajú vplyvom nepohotovosti poruchou 

postihnutého prvku. Riziko sa vyjadruje pomocou frekvencie poškodenia jadrového paliva. 

Bezpečnostné systémy vo vyčkávacom režime sa periodicky testujú, aby sa overila ich 

prevádzkyschopnosť. Zvyšuje sa tak pravdepodobnosť odhalenia skrytých porúch 

v počiatočnom štádiu ich rozvoja, čo je zvlášť dôležité najmä pri poruchách so spoločnou 

príčinou. Testovací interval (t.j. doba medzi dvoma testmi) je základným parametrom 

testovania, ktorý môže mať na systém protikladné vplyvy. Príliš časté testy (krátke testovacie 

intervaly) síce vedú k včasnému odhaleniu skrytých porúch, ale môžu vyvolať aj degradáciu 

zariadení. Pri testoch s dlhými testovacími intervalmi sa zvyšuje pravdepodobnosť výskytu 

skrytých porúch, ale zariadenia sú vplyvom testov menej opotrebované. Dôležitý je aj časový 

rozvrh testov zálohovaných trás bezpečnostných systémov. Súčasný test všetkých 

zálohovaných trás je citlivý na systematické a opakujúce sa ľudské chyby. Tieto chyby možno 

vylúčiť, keď sa testy zálohovaných trás rozložia na rôzne termíny (nevykonávajú sa 

v rovnakom čase). Nájsť rovnováhu medzi týmito vplyvmi je hlavnou úlohou optimalizácie 

založenej na princípe minimalizovania počtu testov tak, aby celkové riziko (frekvencia 

poškodenia jadrového paliva pri plnom výkone) zostalo v stanovených medziach. 

19


7.3.3 Spoľahlivostne orientovaná údržba 

Na základe skúseností zo zahraničia sa začína aplikácia spoľahlivostne orientovanej 

údržby (ang. Reliability Centered Maintenance - RCM) aj pre jadrové bloky na Slovensku. 

Spoľahlivostne orientovaná údržba predstavuje systematický prístup pri vývoji a optimalizácii 

údržbového programu. Metodika RCM systematicky a logicky zohľadňuje jednotlivé 

systémy, podsystémy a funkcie prvkov, možné zlyhania jednotlivých funkcií, dôležitosť 

spojenú s funkciami a ich zlyhaním. Optimalizuje údržbu pomocou určenia priorít zdrojov pre 

zariadenia, ktoré sú dôležité z hľadiska bezpečnosti, dostupnosti a nákladov. Dosiahne sa tak 

väčšia efektívnosť vynakladaných nákladov na údržbu, čo znižuje náklady na výrobu 

elektrickej energie bez vplyvu na bezpečnosť. 

7.3.4 Využitie informácie o riziku v rozhodovacom procese 

Podpora PSA pri riadení bezpečnosti JZ a jeho úloha v rozhodovacom procese je opísaná 

v bezpečnostnom návode ÚJD SR /45/. 

8 Odkazy 

/1/ Zákon NR SR č. 541/2004 Z. z. o mierovom využívaní jadrovej energie (atómový 

zákon) a o zmene a doplnení niektorých zákonov. 

/2/ Vyhláška ÚJD SR č. 58/2006 Z. z., ktorou sa ustanovujú podrobnosti o rozsahu, obsahu 

a spôsobe vyhotovovania dokumentácie jadrových zariadení potrebnej k jednotlivým 

rozhodnutiam. 

/3/ Vyhláška ÚJD SR č. 49/2006 Z. z. o periodickom hodnotení jadrovej bezpečnosti. 

/4/ Standard for PSA for NPP Applications, ASME RA-S-2002, An American National 

Standard, The American Society of Mechanical Engineers, Three Park Avenue, New 

York, April 2002. 

/5/ An Approach for Determining the Technical Adequacy of PSA Results for Riskinformed 

Activities, Draft Regulatory Guide, USNRC, November 2002. 

/6/ Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants 

(Level 1), Safety Series No. 50-P-4, IAEA, July 1992. 

/7/ Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants 

(Level 2), Safety Series No. 50-P-8, IAEA, May 1995. 

/8/ Treatment of Internal Fires in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power 

Plants, IAEA-Safety Reports Series No. 10, November 1998. 

/9/ Probabilistic Safety Assessment for Seismic Events, TECDOC-724, October 1993. 

/10/ Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power 

Plants, Safety Series No. 50-P-10, IAEA, December 1995. 

/11/ NUREG/CR-2300, Probabilistic Risk Analysis: Procedures Guide to the Performance of 

Probabilistic Risk Assessments for NPPs, January 1983. 

/12/ Individual Plant Examination: Submittal Guidance, NUREG-1335, U.S. Nuclear 

Regulatory Commission, August 1989. 

20


/13/ A Probabilistic Safety Assessment Peer Review: Case Study on the Use of Probabilistic 

Safety Assessment for Safety Decision, IAEA-TECDOC-522, October 1989. 

/14/ The Use of Probabilistic Safety Assessment in the Relicensing of Nuclear Power Plants 

for Extended Lifetimes, IAEA-TECDOC-547, March 1990. 

/15/ Case Study on the Use of PSA Methods: Determining Safety Importance of Systems 

and Components at Nuclear Power Plants, IAEA-TECDOC-590, April 1991. 

/16/ Case Study on the Use of PSA Methods: Backfitting Decisions, IAEA-TECDOC-591, 

April 1991. 

/17/ Case Study on the Use of PSA Methods: Assessment of technical Specifications for the 

Reactor Protection System Instrumentation, IAEA-TECDOC-669, November 1992. 

/18/ Modeling and Data Prerequisites for Specific Applications of PSA in the Management 

of Nuclear Plant Safety, IAEA-TECDOC-740, May 1994. 

/19/ Policy for Setting and Assessing Regulatory Safety Goals: Peer Discussions on 

Regulatory Practices, IAEA-TECDOC-831, October 1995. 

/20/ F. Remick, NRC Safety Goals and Risk-Informed, Performance-Based Regulations: 

Nuclear News, 40-42, September 1997. 

/21/ The Role of Probabilistic Safety Assessment and Probabilistic Safety Criteria in Nuclear 

Power Plant Safety, Safety Series No.106, IAEA, Vienna, May 1992. 

/22/ S. A. Harbison, Experience Gained in the Application of Risk-Based Regulations, in 

Proceedings of Executive Meeting on Risk-Based Regulations and Inspections, P-11, 

ERI/CONF 96-600, HSK-AN-3058, SKi 96-69, Volume 1, Stockholm, August 1996. 

/23/ Status, Experience and Future Prospects for the Development of Probabilistic Safety 

Criteria, IAEA-TECDOC-524, January 1986. 

/24/ PSA Based Plant Modifications and Backfits. OCDE/GD(97)130, NEA/CSNI/R(97)6, 

Committee on the Safety of Nuclear Installations, OECD Nuclear Energy Agency, 

Paris, 1997. 

/25/ A Common Basis for Judging the Safety of Nuclear Power Plants Built to Earlier 

Standards, INSAG-8, International Nuclear Safety Advisory Group, IAEA, Vienna, 

August 1995. 

/26/ Probabilistic Safety Assessment Procedures Guide, NUREG/CR-2815, January 1984 

/27/ Survey of Probabilistic Methods in Safety and Risk Assessment for Nuclear Power 

Plant Licensing, IAEA-TECDOC-308, May 1984. 

/28/ A. D. Swain, H. E. Guttmann, Handbook for Human Reliability Analysis with 

Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, NUREG/CR-1278, Sandia National 

Laboratory, Albuquerque, NM, 1983. 

/29/ Procedures for Conducting Independent Peer Reviews of Probabilistic Safety 

Assessment, IAEA-TECDOC-543, February 1990. 

/30/ A Framework for a Quality Assurance Program for PSA, IAEA-TECDOC-1101, 

August 1999. 

/31/ Applications of Probabilistic Safety Assessment (PSA), IAEA-TECDOC-1200, 

February 2001. 

21


/32/ Risk Management: A Tool for Improving Nuclear Power Plant Performance, IAEA- 

TECDOC-1209, April 2001. 

/33/ Living Probabilistic Safety Assessment (LPSA), IAEA-TECDOC-1106, August 1999. 

/34/ Generic Initiating Events for PSA for WWER Reactors, IAEA-TECDOC-749, June 

1994. 

/35/ NUREG/CR-5750, Rates of Initiating Events at US NPPs, INEEL, Idaho Falls, 

February 1999. 

/36/ NUREG/CR-4639, Nuclear Computerized Library for Assessing Reactor Reliability, 

NUCLARR, Vols.1-5, 1994. 

/37/ NUREG/CR-4550, AFWS Risk Based Inspection Guide for the Salem NPP, October 

1990. 

/38/ NUREG/CR-5497, CCF Parameter Estimation, October 1998. 

/39/ NUREG/CR-6268, Common-Cause Failure Database and Analysis System, Vol. 1, 2, 3 

and 4, USNRC, June 1998. 

/40/ NUREG/CR-5032, Modeling Time to Recovery and Initiating Event Frequency for 

Loss of Offsite Power Incidents at Nuclear Power Plants, January 1988. 

/41/ Review of Probabilistic Safety Assessments by Regulatory Bodies, Safety Reports 

Series No.25, IAEA, 2002. 

/42/ NUREG-1150, Severe Accident Risks: An Assessment for five U.S. NPPs, USNRC, 

1990. 

/43/ Harmonization of Reactor Safety in WENRA Countries. Report by WENRA Reactor 

Harmonization Working Group. Issue: Probabilistic Safety Analyses (PSA), Appendix 

O, WENRA, 2006. 

/44/ Požiadavky na zabezpečovanie kvality počítačového informačného softvéru, 

Bezpečnostný návod ÚJD SR, BNS I.12.1/1995, 1999. 

/45/ Využívanie rizika v rozhodovaní ÚJD SR, ÚJD SR, BNS I.1.1/2007, 2007 (v procese 

schvaľovania) 

/46/ Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3, 

IAEA, Vienna, March 1988, article 25. 

9 Literatúra 

1) Collection and Classification of Human Reliability Data for Use in Probabilistic Safety 

Assessments, IAEA-TECDOC-1048, October 1998. 

2) State-of-the-Art Report on the Current Status of Methodologies for Seismic PSA, 

NEA/CSNI/R(97)22, March 1998. 

3) Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants for Low Power and 

Shutdown Modes, IAEA-TECDOC-1144, March 2000. 

4) Quality Assurance Standards: Comparison between IAEA 50-C/SG-Q and 

ISO 9001:1994, IAEA-TECDOC-1182, December 2000. 

5) Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants 

(Level 3), Safety Series No.50-P-12, IAEA, 1996. 

22


6) Treatment of External Hazards in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power 

Plants, IAEA-Safety Reports Series No. 50-P-7, November 1995. 

7) Procedures for Conducting Common Cause Failure Analysis in Probabilistic Safety 

Assessment, IAEA-TECDOC-648, 1992. 

23

Príloha I: Požiadavky na hlavné časti štúdie PSA 

I.1 Identifikácia iniciačných udalostí a ich zoskupenie 


I.1.1 Ciele identifikácie iniciačných udalostí 

Cieľom je identifikovať a kvantifikovať iniciačné udalosti, ktoré môžu viesť 

k poškodeniu jadrového paliva alebo úniku rádioaktívnych látok do pracovného alebo 

životného prostredia. Vykonané sú tieto úlohy: 

a) identifikácia udalostí, ktoré vedú k narušeniu normálnej prevádzky JZ a na zabránenie 

poškodenia jadrového paliva alebo vylúčenie únikov rádioaktívnych látok vyžadujú 

úspešné zapracovanie bezpečnostných systémov; 

b) zoskupenie iniciačných udalostí podľa ich požiadaviek na bezpečnostné systémy; 

c) kvantifikácia frekvencie výskytu iniciačných udalostí. 

I.1.2 Požiadavky na identifikáciu iniciačných udalostí 

I.1.2.1 Identifikácia a charakteristika iniciačných udalostí 

Identifikácia poskytuje kompletný zoznam a charakteristiku iniciačných udalostí. Pri 

identifikácii iniciačných udalostí sa používa systematický postup. Doporučuje sa použitie 

logickej schémy, stromov porúch alebo analýzy druhov a účinkov porúch (FMEA). Základom 

identifikácie pre jadrové elektrárne s reaktormi VVER-440 môže byť existujúci všeobecný 

zoznam iniciačných udalostí spracovaný v MAAE /34/. 

Identifikujú sa tie iniciačné udalosti, ktoré narušujú normálny prevádzku JZ počas 

prevádzky na výkone alebo pri odstávke na výmenu paliva a na zabránenie poškodenia 

jadrového paliva vyžadujú úspešné zapracovanie bezpečnostných systémov a odvod 

zvyškového tepla. Pri identifikácii sa zohľadnia aj špecifické vlastnosti JZ, ktoré môžu 

ovplyvniť iniciačné udalosti. Analýza zahrňuje tieto kategórie iniciačných udalostí: 

a) očakávané udalosti – udalosti spôsobené poruchou zariadenia alebo chybou prevádzkového 

personálu. Narušia prevádzku jadrového bloku a rovnováhu medzi vývinom a odvodom 

tepla z jadrového reaktora; 

b) havárie spojené so stratou chladiva (ang. LOCA) – udalosti spôsobené poruchou zariadenia 

alebo ľudskou chybou narušia normálnu prevádzku JZ porušením integrity systému 

chladenia aktívnej zóny jadrového reaktora a následným únikom chladiva. Tieto havárie sa 

delia do kategórií: 

ba) malá LOCA; 

bb) stredná LOCA; 

bc) veľká LOCA; 

bd) LOCA nekompenzovateľná bezpečnostnými systémami, napr. prasknutie tlakovej 

nádoby reaktora; 

be) únik mimo hermetických priestorov, napr. prasknutie rúrky parogenerátora, únik na 

rozhraní systému chladenia reaktora (ang. interfacing LOCA); 

c) špeciálne iniciačné udalosti (napr. zlyhanie pomocných zabezpečovacích systémov); 

I-1


d) vnútorné záplavy; 

e) vnútorné požiare; 

f) vonkajšie udalosti. 

Kontrola záznamov o poruchách JZ zabezpečuje, aby zoznam iniciačných udalostí 

zodpovedal histórii prevádzky a prevádzkovým skúsenostiam. Treba získať informácie aj 

o prevádzkových skúsenostiach rovnakých alebo podobných blokov zo sveta, aby zoznam 

odzrkadľoval skúsenosti z jadrovej energetiky. 

Systematicky sa hodnotí každý systém, aby sa mohlo určiť, či jeho zlyhanie spôsobí 

iniciačnú udalosť. Identifikujú sa závislosti medzi systémami a v prípade potreby sa vykoná 

FMEA. Do analýzy treba zahrnúť aj iniciačné udalosti vyplývajúce z viacnásobných porúch 

(ak má zlyhanie prvkov spoločnú príčinu). 

Na overenie, či boli preskúmané všetky možné iniciačné udalosti, je potrebná diskusia 

s prevádzkovým personálom JZ. 

Pri vyhľadávaní iniciačných udalostí treba identifikovať ich prvotnú príčiny, ktoré sú 

základom kvantifikácie frekvencie iniciačných udalostí. Napr. nepohotovosť systému počas 

údržby môže ovplyvniť vykonanie bezpečnostných funkcií jadrového bloku alebo môže 

ovplyvniť pravdepodobnosť vzniku iniciačnej udalosti. V analýze sa zohľadňuje každý 

systém ako aj iniciačné udalosti spôsobené poruchami pomocných systémov. Rozhodne sú 

prešetrené jednotlivé pomocné systémy alebo ich trasy, ktoré môžu spôsobiť automatické 

odstavenie jadrového reaktora. 

I.1.2.2 Zoskupovanie iniciačných udalostí 

Cieľom zoskupenia iniciačných udalostí je uľahčiť definíciu havarijných reťazcov. 

Zjednodušuje sa i proces kvantifikácie modelu PSA. Do jednej skupiny sú zoskupené iba tie 

iniciačné udalosti, ktoré vyvolajú podobnú odozvu JZ, majú podobné požiadavky na 

bezpečnostné systémy, podobné kritériá úspešnosti bezpečnostných systémov, podobný 

časový sled udalostí, vplyv na prevádzku bezpečnostných systémov a zásah prevádzkového 

personálu. Konkrétna skupina je reprezentovaná najnepriaznivejšími účinkami zoskupených 

iniciačných udalostí a použijú sa pre ňu najprísnejšie z kritérií úspešnosti zoskupených 

iniciačných udalostí. 

I.1.2.3 Kvantifikácia iniciačných udalostí 

Stanovuje sa frekvencia výskytu každej iniciačnej udalosti alebo každej skupiny 

iniciačných udalostí za rok. Ak je dosť údajov z prevádzky, frekvencia iniciačnej udalosti sa 

počíta zo špecifických dát JZ. V opačnom prípade sa využijú generické dáta. Pri kvantifikácii 

frekvencie iniciačnej udalosti sa použijú najnovšie aplikovateľné údaje. Treba správne 

ohodnotiť nápravné opatrenia zamerané na zamedzenie výskytu rovnakých iniciačných 

udalostí. Údaje z prvého roku prevádzky JZ na výkone (t.j. zo zábehu JZ) sa nezapočítajú. 

Keď nie je dosť špecifických údajov z prevádzky, potom je na kvantifikáciu frekvencie 

iniciačnej udalosti použitá Bayesova metóda odhadu a databáza generických dát. 

I-2


Frekvencie iniciačných udalostí sa počítajú na roky. Pritom sa rozlišuje doba prevádzky 

na výkone a doba odstávky na výmenu paliva alebo z iných príčin. Napr. ak je reaktor 7000 h 

ročne na výkone a 1760 h v odstávke, súhrnné hodnoty sú prepočítané na roky na výkone a 

roky v odstávke použitím týchto hodnôt. 

Z ďalšej analýzy sa môžu vylúčiť iniciačné udalosti podľa nasledovných kritérií: 

a) frekvencia výskytu udalosti je menšia ako 1,0×10 -7 /rok a následky výskytu udalosti sú 

vzhľadom na frekvenciu poškodenia jadrového paliva, resp. skorých veľkých únikov 

rádioaktívnych látok zanedbateľne malé; 

b) udalosť nevyžaduje okamžité odstavenie jadrového reaktora, takže k odstaveniu reaktora 

nedochádza, lebo je dosť času na nápravu a dosiahnutie ustáleného stavu prevádzky. 

Treba preveriť, či sa v údajoch z prevádzky JZ nevyskytujú isté trendy (napr. znižovanie 

počtu automatických odstavení jadrového reaktora počas posledných rokov), podľa ktorých 

by sa mohli vylúčiť údaje, ktoré už nezodpovedajú súčasnej prevádzke. Jedna 

z akceptovateľných metód analýzy časových trendov je vysvetlená v NUREG/CR-5750 /35/. 

Frekvencia výskytu niektorých iniciačných udalostí sa kvantifikuje pomocou stromu 

porúch. Tieto udalosti veľmi závisia od špecifických charakteristík konštrukcie jadrového 

bloku. Ak sa používa metóda stromov porúch, treba aplikovať definované požiadavky pre 

analýzu systémov. Strom porúch treba pritom postaviť tak, aby jeho výsledkom bola 

frekvencia a nie pravdepodobnosť vrcholovej udalosti. Na údaje použité pri kvantifikácii 

stromu porúch treba aplikovať požiadavky definované pre analýzu dát. 

Spolu s modelmi stromu porúch iniciačných udalostí treba zaznamenať aj všetky dôležité 

kombinácie udalostí, ktoré ovplyvňujú ročnú frekvenciu zlyhania jedného prvku spolu 

s nepohotovosťou (alebo poruchou počas doby opravy prvého prvku) iných prvkov. 

Pri hodnotení a kvantifikácii nápravných opatrení/ zásahov prevádzkového personálu 

treba využívať špecifické dáta z prevádzky. Ďalšie informácie sú v sekcii I.6, ktorá vysvetľuje 

požiadavky na analýzu spoľahlivosti ľudského činiteľa. 

Výsledky identifikácie iniciačných udalostí treba porovnať s dostupnými všeobecnými 

zdrojmi a treba overiť správnosť kvantitatívnych a kvalitatívnych výsledkov. 

Pri analýze zriedkavých iniciačných udalostí sa používajú generické dáta doplnené 

špecifickými dátami JZ. Pre mimoriadne zriedkavé iniciačné udalosti sa môže použiť 

inžiniersky odhad, ale musí zohľadňovať poznatky z generických zdrojov. Zriedkavá udalosť 

je definovaná tak, že sa môže vyskytnúť iba raz alebo dvakrát počas mnohých rokov 

prevádzky všetkých JZ vo svete. Výskyt mimoriadne zriedkavých udalostí sa považuje za 

nepravdepodobný. Pri kvantifikácii treba zohľadniť špecifické vlastnosti JZ, ktoré môžu 

ovplyvniť pravdepodobnosti iniciačných udalostí a nápravných opatrení. Príkladom týchto 

špecifických vlastností môže byť zemepisná poloha JZ, podnebie, meteorologické vplyvy na 

stratu a obnovu dodávky elektrickej energie zo siete; prevádzkové skúsenosti s prívodom 

technickej vody dôležitej. 

Analýza frekvencie výskytu úniku mimo ochrannú obálku jadrového reaktora (ang. 

interfacing LOCA) zohľadňuje aj vlastnosti jadrového bloku a prevádzkové predpisy, ktoré 

môžu značne ovplyvniť túto frekvenciu. Treba pri tom kvantitatívne ohodnotiť testovanie za 

I-3


prevádzky; kvantifikovať pravdepodobnosť prasknutia potrubí; explicitne vyjadriť 

konštrukciu armatúr a kvantitatívne ohodnotiť ich izolačné schopnosti pri danom rozdiele 

tlakov. 

I.1.2.4 Zdokumentovanie iniciačných udalostí 

Postup identifikácie iniciačných udalostí treba zdokumentovať tak, aby bola možná 

kontrola a aktualizácia PSA. Vysvetlí sa postup pri identifikácii, zoskupovaní a vylúčení 

iniciačných udalostí. Takisto sa charakterizujú predpoklady prijaté pri výpočte frekvencií 

iniciačných udalostí. 

Pri zdokumentovaní identifikácie iniciačných udalostí treba: 

a) vymenovať uvedené kategórie iniciačných udalostí a pre každú kategóriu zdokumentovať 

špecifické iniciačné udalosti; 

b) zdokumentovať systematický prístup pri vyhľadávaní iniciačných udalostí spôsobených 

pomocnými systémami; 

c) zdokumentovať systematický prístup pri vyhľadávaní porúch na rozhraní primárneho 

okruhu (ang. interfacing LOCA); 

d) zdokumentovať prístup pri hodnotení kompletnosti a zhodnosti iniciačných udalostí so 

špecifickými skúsenosťami JZ, so skúsenosťami z jadrovej energetiky a s iniciačnými 

udalosťami identifikovanými v iných porovnateľných štúdiách a analýzach PSA; 

e) zdokumentovať prijaté predpoklady. 

Vhodný opis zoskupovania a vylúčenia iniciačných udalostí obsahuje: 

a) základné kritériá pre vylúčenie iniciačných udalostí bezvýznamných z hľadiska rizika; 

b) základné kritériá zoskupovania a priraďovania iniciačných udalostí do jednotlivých skupín; 

c) prijaté predpoklady; 

d) vylúčenie pozorovanej iniciačnej udalosti. 

Opis kvantifikácie frekvencie iniciačných udalostí zahrňuje: 

a) vysvetlenie výpočtu frekvencie iniciačných udalostí, vrátane obnovenia činnosti 

v súvislosti s iniciačnou udalosťou; 

b) vysvetlenie prístupu pri kvantifikácii frekvencie iniciačnej udalosti (dáta a výber 

pravdepodobnostného modelu); 

c) vysvetlenie rozdielov (rádové rozdiely) vo frekvenciách oproti porovnateľným generickým 

dátam; 

d) zdokumentovanie zohľadnenia spôsobu porúch prvkov a systémov pri stanovení frekvencií 

iniciačných udalostí metódou stromu porúch; 

e) zdokumentovanie zdôvodnenia vylúčenia každého údaju; 

f) zdokumentovanie podkladov použitých pri prepočte frekvencií iniciačných udalostí; 

g) zdokumentovanie dôležitých predpokladov prijatých pri analýze, ktoré môžu ovplyvniť 

výsledok. 

I-4

I.2 Analýza havarijných reťazcov 


I.2.1 Ciele analýzy havarijných reťazcov 

Cieľom analýzy je zabezpečiť správne modelovanie odozvy JZ na iniciačnú udalosť 

a správne vyčísliť príspevok k frekvencii poškodenia jadrového paliva a frekvencii skorých 

veľkých únikov rádioaktívnych látok. Požaduje sa, aby: 

a) boli do modelu havarijného reťazca (stromu udalostí) správne zapracované zásahy 

bezpečnostných systémov a prevádzkového personálu ako aj javy, ktoré môžu ovplyvniť 

rozvoj nehody/ havárie; 

b) boli v havarijnom reťazci správne vyjadrené špecifické závislosti systémov bloku; 

c) bolo vykonanie bezpečnostnej funkcie a dostupný čas pre zásah prevádzkového personálu 

v havarijnom reťazci založené na kritériách úspešnosti; 

d) sa pre potrebu prepojenia PSA 1. a 2. úrovne jednoznačne určili konečné stavy JZ (napr. 

poškodenie jadrového paliva alebo úspešné potlačenie havárie , t.j. tzv. OK stavy). 

I.2.2 Požiadavky na analýzu havarijných reťazcov 

I.2.2.1 Konštrukcia stromov udalostí 

Analýza rozvoja havarijných reťazcov opisuje špecifické scenáre JZ, ktoré môžu po 

vzniku iniciačnej udalosti viesť k poškodeniu jadrového paliva alebo úniku rádioaktívnych 

látok do pracovného či životného prostredia. Tieto scenáre zobrazujú odozvu bezpečnostných 

systémov a zásahy prevádzkového personálu (vrátane obnovy činnosti), ktoré majú vykonať 

potrebné bezpečnostné funkcie. 

Analýza rozvoja havarijných reťazcov sa vykonáva metódou stromov udalostí, ktorá pre 

každú modelovanú skupinu iniciačných udalostí explicitne modeluje vhodné kombinácie 

odozvy bezpečnostných systémov a zásahov prevádzkového personálu. Pre všetky skupiny 

iniciačných udalostí sa v modeli definujú bezpečnostné funkcie potrebné na dosiahnutie 

bezpečného a stabilného stavu JZ, ktoré zabránia poškodeniu jadrového paliva alebo úniku 

rádioaktívnych látok. 

Pre každú skupinu iniciačných udalostí sa pomocou kritérií úspešnosti identifikujú: 

a) systémy, ktoré vykonávajú bezpečnostné funkcie a zmierňujú následky havárie; 

b) zásahy prevádzkového personálu zahrnuté v prevádzkových predpisoch. 

Modely havarijných reťazcov sa zostavujú v zhode s havarijnými predpismi a dostupnými 

analýzami havárií. Udalosti, ktoré reprezentujú odozvu systémov a zásahov prevádzkového 

personálu, sa zvyčajne zoraďujú v časovom slede tak, ako sa vyskytujú pri rozvoji 

havarijného reťazca. 

Pre jednotlivé skupiny iniciačných udalostí sa zobrazia možné rozvoje havarijných 

reťazcov. Definujú sa konečné stavy rozvoja každého havarijného reťazca, napr. poškodenie 

jadrového paliva alebo dosiahnutie stabilného stavu JZ. 

Pri modelovaní rozvoja havárie sa využívajú výsledky termicko-hydraulických analýz 

špecifické pre JZ. Stanovujú sa parametre (časy výskytu udalostí, teploty, tlaky, atď.), ktoré 

môžu ovplyvniť prevádzkyschopnosť systémov potrebných na potlačenie nehody/ havárie. 

I-5


Pre každú iniciačná udalosť treba explicitne zahrnúť každý systém a zásah 

prevádzkového personálu, ktorý sa vyžaduje pre jednotlivé bezpečnostné funkcie. 

V záhlaví stromov udalostí sú zabudované stromy porúch, ktoré modelujú poruchy 

bezpečnostných systémov a neuskutočnené zásahy prevádzkového personálu. Pri konštrukcii 

stromov porúch sa využívajú hradlá typu transfer, aby sa zmenšil model. Musia sa definovať 

všetky použité transfery a metóda použitá pri ich implementácii do havarijného reťazca. Pri 

implementácii transferov stromov porúch treba používať metódu na zachovanie závislostí, 

ktoré sú časťou havarijného reťazca. 

I.2.2.2 Závislosti v havarijných reťazcoch 

Pri analýze sa musia zohľadniť závislosti spôsobené iniciačnou udalosťou, ľudským 

činiteľom, funkčnými závislosťami, okolitými a priestorovými vplyvmi a poruchami 

so spoločnou príčinou. 

Do analýzy treba zahrnúť aj vplyv iniciačnej udalosti na rozvoj havárie, t.j. identifikovať 

bezpečnostné systémy, ktoré sú iniciačnou udalosťou ovplyvnené a určiť rozsah tohto 

ovplyvnenia. 

Pre každú bezpečnostnú funkciu treba identifikovať závislosti od úspešného zapracovania 

alebo zlyhania nadradených funkcií. Treba zahrnúť aj vplyv rozvoja havárie, napr. úspešné 

zapracovanie nízkotlakového systému havarijného doplňovania závisí od odtlakovania 

primárneho okruhu jadrovej elektrárne. 

Pre každý havarijný reťazec treba určiť javy (fyzikálne a chemické) vznikajúce rozvojom 

nehody/ havárie. Sú to nepriaznivé podmienky ovplyvňujúce teplotu, tlak, hladinu v nádrži, 

vlhkosť a pod., ktoré môžu ovplyvniť úspešné zapracovanie bezpečnostných systémov (napr. 

upchatie trasy recirkulácie, kavitácia čerpadiel vplyvom teploty v nádrži, atď.). 

Do analýzy treba zahrnúť aj udalosti, pre ktoré môžu existovať časové závislosti. Napr. 

pre reťazce so stratou napájania zo siete je potrebné zahrnúť tieto časovo závislé udalosti: 

a) obnova elektrického striedavého napájania; 

b) pohotovosť batérií (čas do vybitia); 

c) podmienky okolia (napr. klimatizácia) prevádzkovaných zariadení a prevádzkovej dozorne. 

I.2.2.3 Zdokumentovanie havarijných reťazcov 

Dokumentácia má byť pripravená tak, aby umožnila nezávislú kontrolu a budúcu 

aktualizáciu a aplikáciu PSA. Má zaznamenať použitý postup analýzy a prijaté predpoklady. 

Treba zdokumentovať výsledky analýzy rozvoja havarijných reťazcov ako aj metódy 

použité pri ich rozvoji: 

a) kritériá úspešnosti stanovené pre jednotlivé kategórie iniciačných udalostí; 

b) stromy udalostí (vrátane všetkých reťazcov) pre jednotlivé kategórie iniciačných udalostí; 

c) popis rozvoja havárie pre každý reťazec alebo skupinu podobných reťazcov (t.j. časy 

jednotlivých udalostí, použité prevádzkové predpisy, očakávané vplyvy nehody/ havárie, 

závislosti medzi zásahmi systémov a prevádzkového personálu, konečné stavy a iné 

dôležité informácie použité pri rozvoji reťazca udalostí); 

I-6


d) všetky predpoklady, ktoré boli prijaté počas modelovania havarijného reťazca a ich vplyv 

na konečný výsledok; 

e) existujúce analýzy alebo špecifické výpočty na stanovenie kritérií úspešnosti; 

f) výpočty alebo iné metódy použité na overenie prevádzkyschopnosti zariadení 

v havarijných podmienkach. 

I.3 Analýza kritérií úspešnosti 

I.3.1 Ciele analýzy kritérií úspešnosti 

Cieľom analýzy kritérií úspešnosti je definovať špecifické kritériá úspechov alebo zlyhaní 

pre použitie v jednotlivých častiach PSA. Treba pri tom: 

a) definovať celkové kritériá úspešnosti, ktoré zabránia poškodeniu jadrového paliva a 

veľkým skorým únikom; 

b) definovať kritériá úspešnosti pre kritické bezpečnostné funkcie, bezpečnostné systémy, 

prvky a zásahy prevádzkového personálu potrebné pri rozvoji havarijných reťazcov; 

c) použiť metódy a prístupy založené na zavedených technických princípoch; 

d) použiť kritériá úspešnosti založené na deterministickom hodnotení. 

I.3.2 Hlavné požiadavky na kritériá úspešnosti 

I.3.2.1 Definícia kritérií úspešnosti 

Treba definovať a overiť celkové kritériá úspešnosti pre PSA, systémy, prvky a ľudskú 

činnosť. Kritériá úspešnosti musia byť v zhode s funkciou, prevádzkovými predpismi 

a filozofiou prevádzky jadrového bloku. 

Treba stanoviť minimálnu konfiguráciu bezpečnostných systémov, ktorá je nevyhnutná 

na zabránenie poškodenia jadrového paliva alebo na zmiernenie skorých veľkých únikov pri 

jednotlivých iniciačných udalostiach alebo skupinách iniciačných udalostí. 

Poškodenie jadrového paliva v aktívnej zóne jadrového reaktora alebo bazéne 

skladovania je definované ako odhalenie palivových prútikov a nahriatie jadrového paliva na 

teplotu, pri ktorej začína oxidácia jeho pokrytia, porušenie tesnosti a tavenie. Ak je 

poškodenie paliva definované iným spôsobom, treba identifikovať podstatné rozdiely oproti 

danej definícii a odôvodniť základy zvolenej definície. 

Treba špecifikovať parametre JZ a príslušné kritériá prijateľnosti (napr. maximálna 

teplota pokrytia palivových prútikov), ktoré sa použijú pri stanovení poškodenia jadrového 

paliva. Parametre sa vyberajú tak, aby bola definícia poškodenia jadrového paliva realistická a 

v zhode s najnovšími poznatkami. Počítačovým programom sa overuje splnenie daných 

kritérií prijateľnosti. Pri tom sa berú do úvahy obmedzenia programov, modelov a neurčitosti 

výsledkov. 

Kritériá úspešnosti sa špecifikujú pre každú bezpečnostnú funkciu a skupinu iniciačných 

udalostí. Kritéria úspešnosti systémov sa určujú na základe výsledkov analýz nehôd a havárií 

JZ. Určujú sa pri primerane konzervatívnych predpokladoch, aby sa obmedzil vplyv 

neurčitostí. Pri tom sa identifikujú systémy schopné vyhovieť definovaným kritériám. 

Identifikujú sa aj bezpečnostné systémy, ktoré sú spoločné pre viacero jadrových blokov JZ, 

I-7


spôsob ich rozdelenia medzi jadrové bloky a možnosť vyvolania spoločnej iniciačnej udalosti 

na týchto jadrových blokoch (napr. strata napájania z vonkajšej elektrickej siete). 

Pre modelované havarijné reťazce treba špecifikovať požadované doby činnosti 

systémov. Pre reťazce, pri ktorých sa dosiahne stabilný stav, sa používa minimálne 24 h 

požadovaná doba činnosti. Pre niektoré systémy a prvky môže byť aj kratšia ako 24 h, ak sa 

kombináciou príslušných systémov a prvkov spĺňajú podmienky celkovej požadovanej doby 

činnosti. Pre udalosti, pri ktorých pomocou modelovaných systémov JZ a zásahov 

prevádzkového personálu nenastane stabilný stav do 24 h, treba použiť dlhšiu dobu činnosti, 

ktorá zaručí dosiahnutie stabilného stavu. 

I.3.2.2 Termicko-hydraulické, pevnostné a iné analýzy 

Termicko-hydraulické, pevnostné a iné analýzy poskytujú dostatok informácií na 

stanovenie kritérií úspešnosti, potrebných na kvantifikáciu frekvencie poškodenia jadrového 

paliva a úniku rádioaktívnych látok. Treba stanoviť relatívny vplyv kritérií úspešnosti na 

konštrukcie, systémy a komponenty, zásahy prevádzkového personálu a neurčitosti 

výsledkov. 

Na stanovenie kritérií úspešnosti treba používať také výpočtové modely JZ a počítačové 

programy, ktoré dostatočne presne modelujú fyzikálne, chemické a rádiologické procesy 

a odzrkadľujú skutočný stav JZ a jeho prevádzku. Počítačové programy sa môžu použiť iba 

v medziach, kde sú overené a validované. Požiadavky na verifikáciu a validáciu výpočtových 

programov sú zhrnuté v bezpečnostnom návode ÚJD SR /44/. 

Treba overiť primeranosť a prijateľnosť výsledkov termicko-hydraulických a iných 

analýz použitých pri stanovovaní kritérií úspešnosti. Možno to urobiť napr. porovnaním 

napočítaných výsledkov analýz s výsledkami rovnakých analýz pre podobné JZ po 

zohľadnení špecifických vlastností JZ alebo overením jednotlivých častí analýzy inými 

výpočtovými programami. 

Odporúča sa, aby kritériá úspešnosti boli stanovené realisticky (ang. tzv. Best-estimate). 

I.3.2.3 Dokumentácia kritérií úspešnosti 

Dokumentácia má byť pripravená tak, aby uľahčila nezávislú kontrolu, budúcu 

aktualizáciu a aplikáciu PSA. Zaznamenáva použitý postup analýzy a poskytuje informáciu o 

prijatých predpokladoch a podmienkach. Uvádza výsledky analýz a kritériá úspešnosti. 

Potrebné je: 

a) identifikovať zjednodušujúce predpoklady a podmienky použité v analýzach; 

b) zdôvodniť kritériá úspešnosti na základe výsledkov analýz, 

c) zdokumentovať použitie a oprávnenosť inžinierskeho odhadu. 

Ďalej sa zdokumentuje: 

a) definícia poškodenia jadrového paliva použitá v PSA alebo úniku rádioaktívnych látok do 

pracovného či životného prostredia; 

b) postup pri stanovovaní kritérií úspešnosti pre zoskupené iniciačné udalosti alebo havarijné 

reťazce; 

I-8


c) dôležité predpoklady prijaté pri stanovení kritérií úspešnosti; 

d) použité výpočtové programy; 

e) obmedzenia použitých výpočtových programov a modelov; 

f) kritériá úspešnosti pre bezpečnostné systémy a zásahy prevádzkového personálu pre každú 

skupinu iniciačných udalostí modelovaných v PSA; 

g) časy na vykonanie zásahu prevádzkového personálu; 

h) výsledky analýz a výpočtov stanovenia kritérií úspešnosti. 

I.4 Analýza systémov 

I.4.1 Ciele analýzy systémov 

Cieľom analýzy systémov je identifikovať typy porúch a kvantifikovať spoľahlivosť 

systémov JZ a ich komponentov, použitých v analýze iniciačných udalostí a havarijných 

reťazcov. Požaduje sa, aby boli: 

a) logické modely systémov založené na kritériách úspešnosti systémov, správne zohľadnená 

doba prevádzky, čas na vykonanie zásahu prevádzkového personálu a ostatné prijaté 

predpoklady. Model musí zobrazovať všetky možné typy porúch a nepohotovosti systému; 

b) identifikované ľudské chyby a zásahy prevádzkového personálu (ako časť analýzy 

spoľahlivosti ľudského činiteľa), ktoré môžu ovplyvniť pohotovosť systému, príp. jeho 

vplyv na havarijný reťazec; 

c) vyhodnotené rôzne konfigurácie systému do rozsahu potrebného na určenie frekvencie 

poškodenia jadrového paliva a skorých veľkých únikov; 

d) identifikované závislosti v systéme a medzi systémami, ktoré môžu ovplyvniť pohotovosť 

systému alebo ovplyvniť jeho príspevok k frekvencii výskytu havarijného reťazca. 

I.4.2 Požiadavky na analýzu systémov 

I.4.2.1 Stromy porúch 

Analýza má poskytnúť kompletné spracovanie príčin porúch a nepohotovosti systémov 

použitých v havarijných reťazcoch. Zostavujú sa stromy porúch systémov, ktoré v analýze 

rozvoja havarijných reťazcov plnia bezpečnostné funkcie alebo slúžia ako pomocné systémy. 

Analýza systémov má odzrkadliť skutočný stav bloku. Zdrojmi pre zber informácií sú 

popisy systémov, projektové dokumentácie, technické schémy, diagramy a výkresy, predpisy 

pre prevádzku a údržbu, havarijné predpisy, havarijné plány, výpočty kritérií úspešnosti, 

záverečné alebo aktualizované bezpečnostné správy, limity a podmienky bezpečnej 

prevádzky, údaje o výcviku personálu, aktuálne prevádzkové skúsenosti a rozhovory 

s personálom. 

Preskúmaním týchto informačných zdrojov sa stanovia: 

a) prvky a hranice systémov; 

b) závislosti od iných systémov; 

c) požiadavky na prístrojové vybavenie a riadenie odozvy JZ na iniciačné udalosti; 

d) požiadavky testovania a údržby; 

e) prevádzkové obmedzenia spôsobené limitami a podmienkami bezpečnej prevádzky; 

I-9


f) podmienky prevádzky v normálnych alebo havarijných podmienkach; 

g) možné konfigurácie systémov v normálnych alebo havarijných podmienkach; 

h) požiadavky na zásah prevádzkového personálu. 

Pomocou stromu porúch sa vytvára detailný model systému. V niektorých prípadoch je 

možné zjednodušenie stromu porúch, napr. použitím modulov. Pri použití modulov treba dbať 

na to, aby neboli zoskupené udalosti: 

a) s odlišnými požiadavkami na obnovu činnosti; 

b) ktoré sú súčasťou viacerých modelov systémov; 

c) ktorých pravdepodobnosti výskytu závisia od priebehu havarijného reťazca. 

Príkladom takýchto udalostí môžu byť: 

a) neopraviteľné poruchy zariadení a poruchy obnoviteľných ovládacích signálov; 

b) chyby prevádzkového personálu, ktoré majú v závislosti od havarijných reťazcov rôzne 

pravdepodobnosti výskytu. 

V modeloch systémov je potrebné zohľadniť: 

a) odlišné havarijné scenáre – niektoré systémy majú na zmiernenie odlišných havarijných 

scenárov rôzne kritériá úspešnosti (napr. počet čerpadiel závisí od kategórie iniciačnej 

udalosti); 

b) časovú závislosť – pre niektoré systémy sú kritériá úspešnosti časovo závislé (napr. na 

doplnenie žiadaného množstva chladiva na začiatku havárie sa vyžadujú dve čerpadlá, 

neskôr na zmiernenie následkov postačuje iba jedno); 

c) spoločné systémy viacerých jadrových blokov pri výskyte rovnakej iniciačnej udalosti 

(napr. strata elektrického napájania z vonkajšej siete). 

Model systému zahrňuje aktívne aj pasívne prvky. Spôsoby zlyhania modelovaných 

prvkov musia byť v zhode s dostupnými údajmi a detailnosťou modelovania. Príklady porúch 

sú: porucha čerpadla pri štarte; porucha čerpadla po štarte; armatúra neotvára; armatúra nedrží 

polohu; armatúra nezatvára; falošný štart čerpadla; netesnosť armatúry (vnútorná netesnosť); 

prasknutie aktívneho alebo pasívneho prvku; porucha signálu; falošný signál; ľudská chyba 

pred alebo po iniciačnej udalosti; ľudská chyba, ktorá môže vyvolať iniciačnú udalosť (napr. 

Man Induced LOCA). 

Z modelu môžu byť vylúčené niektoré prvky, resp. ich poruchy prispievajúce 

k nepohotovosti alebo nespoľahlivosti systému, ak je splnené niektoré z nasledovných kritérií: 

a) celková pravdepodobnosť poruchy prvku je aspoň o dva rády nižšia ako najväčšia 

pravdepodobnosť poruchy prvku s rovnakým vplyvom na prevádzku systému tej istej 

trasy; 

b) príspevok jedného alebo niekoľkých typov porúch prvku k celkovej pravdepodobnosti 

poruchy systému je menší ako 1%; 

I-10


c) sú to poruchy polohy prvku (napr. po teste alebo údržbe), pri ktorých prvok dostáva 

automatický signál na nastavenie žiadanej polohy, pričom neexistuje žiadna iná porucha 

(napr. vypnutý vypínač), ktorá by zabránila prijatiu signálu; 

d) dá sa ukázať, že zanedbanie poruchy prvku nemá významný vplyv na výsledky. 

Nevylučujú sa tie prvky, ktoré môžu spôsobiť zlyhanie viacerých trás systému (poruchy 

so spoločnou príčinou). 

Analýza systémov zahrňuje aj poruchy spôsobené prevádzkovým personálom ktoré 

vyvolajú nepohotovosť pri alebo po výzve k činnosti. 

Do modelov systémov alebo havarijných reťazcov treba zahrnúť aj podmienky, ktoré 

spôsobujú odstavenie alebo poruchu systému (napr. vysoká teplota v miestnosti, v ktorej sú 

prvky systému umiestnené). V opačnom prípade treba preukázať, že ich vylúčenie nemá 

vplyv na výsledky. 

V modeloch systému treba uvažovať aj nepohotovosť vplyvom testu alebo údržby, napr.: 

a) prvok je počas testu prestavovaný do stavu, v ktorom nemôže vykonávať bezpečnostnú 

funkciu; 

b) v rámci údržby vyžadujú prevádzkové predpisy izoláciu celej trasy. 

I.4.2.2 Poruchy so spoločnou príčinou a systémové závislosti 

Analýza má poskytnúť kompletné spracovanie porúch so spoločnou príčinou, závislosti 

vo vnútri systému a medzi systémami. Poruchy so spoločnou príčinou vo vnútri systému sa 

modelujú iba vtedy, ak sú k dostupné špecifické dáta. Poruchami so spoločnou príčinou sú 

ovplyvnené: elektricky ovládané armatúry; čerpadlá; bezpečnostné poistné ventily; 

rýchločinné armatúry; spätné armatúry; dieselové generátory; batérie; rozvádzače; 

transformátory a ostatné redundantné prvky modelované v PSA. 

Medzisystémové poruchy so spoločnou príčinou (t.j. medzi systémami vykonávajúcimi 

rovnakú funkciu) sa modelujú vtedy, keď sú dostupné generické alebo špecifické dáta. 

V opačnom prípade treba dokázať, že ich zanedbanie nebude mať vplyv na výsledky. 

Skupiny porúch so spoločnou príčinou sa stanovujú na základe podmienok prevádzky, 

umiestnenia, projektanta alebo výrobcu a údržby. 

Explicitne treba zohľadniť závislosti modelovaných systémov od pomocných systémov. 

Môže sa to urobiť spájaním stromov porúch, maticami závislostí pretransformovanými do 

štruktúry stromov udalostí alebo vyhodnotením, že vylúčenie závislosti výrazne nevplýva na 

model systému. 

Modelovanie pomocných systémov má byť založené na realistických kritériách 

úspešnosti. Identifikujú sa riziká okolia, ktoré môžu mať vplyv na prevádzku systému a 

zohľadnia sa v strome porúch systému, alebo pri vyhodnocovaní havarijných reťazcov. 

Na stanovenie ich vplyvu sa môžu využiť napr. výsledky z prehliadky jadrového bloku. 

Modelujú sa systémy, ktoré sa vyžadujú pri iniciácii a uvádzaní systému do činnosti, 

napr. spúšťacie signály potrebné na uvedenie zariadení do prevádzky. 

Dostupné zásoby médií treba porovnať s hodnotami požadovanými na úspešnú 

prevádzku. Pokiaľ tieto zásoby nie sú dostatočné, treba to zohľadniť v modeli. 

I-11


Treba identifikovať systémy a prvky, ktorých činnosť môže byť požadovaná 

v neprimeraných podmienkach, napr. havárie so stratou chladiva a zlyhaním odvodu tepla. 

I.4.2.3 Dokumentácia analýzy systémov 

Dokumentácia má byť pripravená tak, aby umožnila nezávislú kontrolu a aplikáciu PSA a 

v budúcnosti i jej aktualizáciu. Treba zaznamenať použitý postup modelovania a kvantifikácie 

spoľahlivosti systému ako aj prijaté predpoklady. Dokumentácia má obsahovať: 

a) zoznam bezpečnostných systémov a pomocných systémov; 

b) opis funkcie a prevádzky systémov v normálnych a havarijných podmienkach; 

c) interakcie systémov; 

d) schémy ilustrujúce všetky prvky potrebné na prevádzku systému; 

e) správy popisujúce výpočty spoľahlivosti systémov a prijaté predpoklady; 

f) modely spoľahlivosti systémov (stromy porúch). 

I.5 Analýza dát (parametrov) 

I.5.1 Ciele analýzy dát 

Cieľom analýzy dát je odhad parametrov potrebných na kvantifikáciu PSA. Patria k nim: 

a) frekvencie iniciačných udalostí; 

b) intenzity porúch prvkov pri výzve k činnosti; 

c) intenzity porúch prvkov po výzve k činnosti; 

d) nepohotovosti prvkov vplyvom testu a údržby; 

e) pravdepodobnosti neobnovenia činnosti; 

f) pravdepodobnosti porúch komponentov. 

I.5.2 Požiadavky na analýzu dát 

I.5.2.1 Definícia parametrov 

Každý parameter je jasne definovaný z hľadiska pravdepodobnostného modelu a hraníc 

prvku. Z analýzy systémov sa identifikujú primárne udalosti, pre ktoré je potrebné mať 

frekvenciu, resp. pravdepodobnosti. Definujú sa hranice prvkov a typy porúch. Primárne 

udalosti sa zvyčajne rozdeľujú do niekoľkých skupín: 

a) iniciačné udalosti; 

b) nezávislé poruchy prvkov alebo poruchy so spoločnou príčinou pri štarte alebo pri zmene 

stavu pri výzve k činnosti; 

c) nezávislé poruchy prvkov alebo poruchy so spoločnou príčinou po štarte počas 

požadovanej doby prevádzky; 

d) nepohotovosti prvkov vplyvom údržby; 

e) nepohotovosti prvkov vplyvom testu; 

f) neobnovenia funkcie alebo systému (napr. neobnovenie napájania zo siete); 

g) neobnovenie prvku, systému alebo funkcie v definovanom časovom intervale. 

I-12


Pre každú primárnu udalosť sa používajú vhodné pravdepodobnostné rozdelenia (napr. 

Poissonove rozdelenie, logaritmicko-normálne rozdelenie a pod.). Treba identifikovať, ktoré 

parametre majú byť odhadnuté a ktoré dáta sú k tomu potrebné. Príklady parametrov analýzy 

dát uvádza nasledujúca Tabuľka I.1. 

Tabuľka I.1 Príklady parametrov analýzy dát 

Iniciačné 

udalosti 

λ, 

frekvencia 

udalosti 

Počet 

udalostí x 

za celkovú 

dobu t 

Poruchy pri štarte alebo pri 

zmene stavu 

Λ, intenzita výskytu porúch vo 

vyčkávacom režime 

Poruchy po štarte 

alebo pri 

zachovaní stavu 

Parametre pre odhad 

λ, intenzita porúch 

po štarte (počas 

prevádzky) 

Doby 

trvania 

Parametre 

predpokladané 

ho rozdelenia 

pravdepodobn 

osti doby 

trvania 

Dáta nevyhnutné pre odhad parametrov (minimálne požiadavky) 

Počet porúch x počas 

celkovej doby 

vyčkávacieho režimu t 

Počet porúch x 

počas celkovej 

doby prevádzky t 

Dĺžky 

sledovaných 

trvaní 

Nepohotovosti 

q, pomerná časť 

doby, keď je prvok 

v stave 

nepohotovosti 

Sledované časové 

úseky, keď bol 

prvok nepohotový 

a celková doba, 

keď mal byť 

schopný 

prevádzky 

I.5.2.2 Zoskupovanie prvkov 

Na odhad parametrov je potrebné zoskupiť prvky podľa typu a základných charakteristík: 

a) konštrukcia/ veľkosť; 

b) vlastnosti systému - typ prevádzky (vyčkávací režim, prevádzka), prevádzkové podmienky, 

formy údržby, frekvencia výziev; 

c) podmienky okolia; 

d) iné charakteristiky. 

Zoskupovanie prvkov za účelom výpočtu intenzity porúch odzrkadľuje prostredie 

a prevádzkové podmienky prvkov. Do skupiny sa môžu zaradiť len podobné prvky. Prvky, 

ktoré sa nepodobajú ostatným prvkom, sa do skupiny nezaradia (napr. nezoskupujú sa prvky, 

ktoré sa netestujú a prevádzkujú sa iba výnimočne s tými, ktoré sa často testujú alebo inak 

používajú). Ak je množstvo dát dostatočné, treba vhodným testom overiť, či sú dáta zo 

zoskupených prvkov zlúčiteľné. 

I-13


I.5.2.3 Zdroje generických a špecifických dát 

Zozbierajú sa špecifické dáta bloku zodpovedajúce definícii parametrov. Pri nedostatku 

špecifických dát treba použiť generické dáta z vhodných zdrojov. Pri použití generických dát 

sa overuje, či sa definície parametrov a hraničné podmienky zhodujú s podmienkami PSA 

modelu. Generické dáta treba používať len po dôslednej kontrole, pretože JZ sa vzájomne 

líšia spôsobom vyhotovenia, prevádzky, testovania, údržby, atď. 

Príklady parametrov a odkazov na ne: 

a) intenzity porúch prvkov - NUREG/CR-4639 /36/, NUREG/CR-4550 /37/; 

b) poruchy so spoločnou príčinou - NUREG/CR-5497 /38/, NUREG-CR-6268 /39/; 

c) obnova výpadku vonkajšej siete - NUREG/CR-5032 /40/. 

Zber špecifických dát JZ sa má uskutočniť pre čo najväčší časový interval a v zhode 

s prevádzkovými postupmi a skúsenosťami. Treba overiť základné predpoklady na vylúčenie 

špecifických údajov bloku (napr. zmeny v projekte bloku, v prevádzkových postupoch, atď.). 

Pri vyhodnocovaní záznamov sa musia jasne definovať kritériá, podľa ktorých sa udalosť 

bude považovať za poruchu. Treba zohľadniť všetky udalosti, ktoré by mohli viesť k strate 

funkčnosti prvkov. Pritom treba rozlíšiť stavy, pri ktorých sa môže vyskytnúť porucha a stavy 

degradácie zariadenia (zariadenie nie je schopné prevádzky na nominálnych parametroch). 

Ak rovnaká príčina spôsobuje v krátkom časovom intervale za sebou poruchy prvku, 

poruchy sa započítavajú ako jedna porucha. 

Počet pravidelných testov sa stanovuje na základe požiadaviek limitov a podmienok 

prevádzky bloku. Údaje o plánovanej údržby majú byť založené na plánoch údržby, údaje 

neplánovanej údržby sa odhadujú na základe prevádzkových skúseností. Vypočítaná 

nepohotovosť prvkov spôsobená údržbou má odzrkadľovať prevádzkovú históriu bloku. 

Doba trvania vyčkávacieho režimu sa stanovuje na základe špecifických prevádzkových 

záznamov bloku. V prípade opráv sa za začiatok časového intervalu opravy považuje 

identifikácia poruchy prvku a za koniec čas vrátenia prvku do prevádzkyschopného stavu. 

Analogicky sa určujú časy do obnovy činnosti, napr. napájania zo siete. Tieto údaje sú však 

veľmi zriedkavé. Začiatkom časového intervalu je čas identifikácie poruchy systému alebo 

straty funkcie a koniec intervalu je čas obnovenia jeho funkčnosti. 

Ak sa na stanovenie parametrov využívajú údaje z pravidelných testov, treba overiť, či je 

postup testu vhodný na stanovenie všetkých typov porúch. Do úspešnej prevádzky prvku sa 

môžu započítať iba tie testy alebo neplánované prevádzkové výzvy, ktoré boli úspešne 

uskutočnené. Pri výpočte nepohotovosti prvku sa započítavajú iba tie údržby alebo testy, pri 

ktorých nie je prvok pri výzve k činnosti schopný vykonávať požadovanú funkciu. 

I.5.2.4 Odhad parametrov 

Odhad parametrov treba podľa možnosti urobiť na základe špecifických údajov bloku, 

prípadne na príslušných generických dátach. Ak pre primárne udalosti nie sú dostupné 

špecifické údaje bloku ani generické dáta, používajú sa dáta z podobných zariadení po 

prispôsobení na dané podmienky. Prípadne sa môže použiť aj inžiniersky odhad, ktorý však 

treba zdokumentovať a overiť jeho správnosť. 

I-14


Pre jednotlivé odhady parametrov má výpočet poskytnúť ich strednú hodnotu a štatistické 

vyjadrenie intervalu neurčitosti. Akceptovateľnými metódami je Bayesova metóda, 

frekvenčný alebo inžiniersky odhad. Ak sa použije iná metóda, treba preukázať jej správnosť. 

Ak boli v konštrukcii bloku alebo prevádzkových postupoch vykonané také zmeny, že 

staré údaje už necharakterizujú súčasnú prevádzku, treba obmedziť použitie starých údajov. 

Ak sa zmeny týkajú nových zariadení alebo prevádzkových postupov, pre ktoré je dostatok 

generických parametrov, treba použiť tieto odhady. Pokiaľ je to možné, tak v aktualizovanej 

forme so špecifickými údajmi bloku. Ak pre vykonané zmeny nie sú dostupné generické 

parametre a s prevádzkou nie sú dostatočné skúsenosti, treba vplyv zmien analyzovať 

inžinierskym odhadom. 

I.5.2.5 Dokumentácia analýzy dát 

Dokumentácia má byť pripravená tak, aby umožnila nezávislú kontrolu a ďalšiu 

aktualizáciu modelu a aplikácie PSA. Zaznamenáva použité postupy a informácie o prijatých 

predpokladoch. Zdokumentovať treba najmä: 

a) hranice systémov a prvkov; 

b) pravdepodobnostný model každej primárnej udalosti; 

c) zdroje generických dát; 

d) zdroje špecifických dát JZ; 

e) časové obdobie, pre ktoré boli zozbierané špecifické dáta JZ; 

f) hlavné predpoklady pri odhade parametrov a zdôvodnenie ich použitia (napr. na základe 

inžinierskeho odhadu, modelovania systému, prevádzkových a štatistických poznatkov); 

g) zdôvodnenie vylúčenia akéhokoľvek údaja; 

h) hodnotenie pravdepodobností porúch so spoločnou príčinou; 

i) všetky apriórne rozdelenia použité pri odhade Bayesovou metódou; 

j) odhady parametrov vrátane ich neurčitostí. 

I.6 Analýza spoľahlivosti ľudského činiteľa 

Človek pracujúci so zložitým zariadením môže zlyhávať podobne ako samotné 

zariadenie. Pri hodnotení spoľahlivosti technického zariadenia preto treba zohľadniť aj ľudský 

činiteľ a jeho zásahy do činnosti tohto zariadenia. Pri dosiahnutí vysokej spoľahlivosti 

vlastného zariadenia sa dokonca činnosť človeka môže stať jedným z rozhodujúcich 

prispievateľov k riziku. Zásahy človeka sa obyčajne rozdeľujú do troch skupín /41/: 

a) zásahy pred iniciačnou udalosťou, ktoré môžu ovplyvniť dostupnosť/ pohotovosť 

niektorého systému alebo prvku; 

b) zásahy ktoré vyvolajú iniciačnú udalosť; 

c) zásahy po iniciačnej udalosti vykonané ako reakcia na túto udalosť. 

Zásahy prevádzkového personálu pred iniciačnou udalosťou môžu spôsobiť 

nepohotovosť alebo zlyhanie niektorého systému alebo prvku. Ľudské chyby sa môžu 

I-15


vyskytnúť počas opravy, údržby, testovania alebo kalibrácie. Obyčajne sú analyzované 

metódou THERP, ale možno použiť aj iné metódy. 

Zásahy prevádzkového personálu, ktoré vyvolajú iniciačnú udalosť, obyčajne nie sú 

v PSA samostatne analyzované. Predpokladá, že sú na základe prevádzkových skúseností sú 

zahrnuté vo frekvenciách výskytu iniciačných udalostí. 

Zohľadnenie zásahov prevádzkového personálu po iniciačnej udalosti je v PSA veľmi 

dôležité. Zvlášť dôležitá je táto analýza pre režimy odstaveného JZ. Ide o zásahy 

prevádzkového personálu podľa prevádzkových predpisov, ktoré majú viesť k dosiahnutiu 

stabilného a bezpečného stavu JZ. Na ich analýzu existuje viacero vhodných metód (napr. 

HCR, THERP, SLIM) a táto oblasť sa neustále ďalej rozvíja. 

I.6.1 Ciele analýzy spoľahlivosti ľudského činiteľa 

Cieľom analýzy spoľahlivosti ľudského činiteľa je správne zohľadnenie vplyvu personálu 

bloku na riziko. Analýza spoľahlivosti ľudského činiteľa zahŕňa tieto dôležité kroky: 

a) identifikáciu činností/zásahov človeka pred a po výskyte iniciačnej udalosti; 

b) triediacu analýzu (kvalitatívnu a kvantitatívnu); 

c) zapracovanie činností/zásahov človeka do príslušných častí logických modelov (vplyv 

ľudských činností na pohotovosť bezpečnostných systémov a na rozvoj havarijných 

reťazcov); 

d) výber vhodných metód na analýzu spoľahlivosti ľudského činiteľa; 

e) kvantifikáciu pravdepodobnosti zlyhania človeka - ľudských chýb (zohľadňujú sa všetky 

faktory ovplyvňujúce činnosť človeka, vrátane závislosti ľudských zásahov; 

f) zdokumentovanie vykonanej analýzy vrátane závislostí. 

I.6.2 Požiadavky na analýzu spoľahlivosti ľudského činiteľa 

I.6.2.1 Identifikácia ľudských chýb pred iniciačnou udalosťou 

Identifikujú sa špecifické činnosti (napr. činnosti údržby), ktoré môžu ovplyvniť 

pohotovosť zariadení, ak nie sú správne vykonané,. 

Pre všetky prvky modelované v PSA sa z prevádzkových predpisov identifikujú testy a 

údržby vyžadujúce takú zmenu stavu prvku, ktorá vyvolá jeho nepohotovosť. Pomocou 

prevádzkových predpisov sa identifikujú zásahy, ktorých nesprávne vykonanie môže 

nepriaznivo ovplyvniť automatické spustenie bezpečnostného systému pri výzve k činnosti. 

Identifikujú sa prevádzkové postupy, ktoré môžu nepriaznivo ovplyvniť pohotovosť 

zariadení vo viacerých trasách redundantného systému (napr. použitie rovnakých 

kalibračných zariadení, súčasná kalibrácia všetkých trás, údržba, testy vyžadujúce nové 

nastavenie celého systému a pod.). 

I.6.2.2 Vylúčenie ľudských chýb z ďalšej analýzy 

Na základe obmedzenia pravdepodobnosti výskytu ľudských chýb špecifickými 

prevádzkovými predpismi bloku možno niektoré činnosti vylúčiť z ďalšej analýzy. Treba 

pritom stanoviť kritériá ich vylúčenia. Činnosti údržby a testovania sa môžu z ďalšej analýzy 

vyradiť, ak: 

I-16


a) sa prvok pri výzve k činnosti systému automaticky prestaví do stavu pohotovosti; 

b) sú vykonané testy funkčnosti, ktoré zabránia nesprávnemu nastaveniu prvku; 

c) je stav prvku indikovaný na prevádzkovej dozorni a prvok je pravidelne kontrolovaný 

a jeho stav sa môže zmeniť aj z blokovej dozorne; 

d) je stav prvku kontrolovaný aspoň raz za zmenu. 

Z analýzy nemožno vyradiť činnosti, ktoré majú vplyv na niekoľko redundantných trás 

bezpečnostných systémov. 

I.6.2.3 Definícia ľudských chýb pred iniciačnou udalosťou 

Pre nevylúčené činnosti sa definuje ľudská chyba, ktorá má správne charakterizovať 

vplyv chyby na nepohotovosť prvku alebo systému modelovaného v PSA. Ľudské chyby sa 

modelujú do podobných detailov ako systémy a havarijné reťazce. Vo všetkých 

modelovaných činnostiach musia byť zahrnuté aj stavy nepohotovosti, ktoré vyplývajú 

z poruchy obnovenia požadovaného prevádzkového stavu zariadenia, inicializačného signálu 

či nastavenia parametra pre štart alebo automatického nastavenia. 

Analýza musí identifikovať aj tie typy porúch, ktoré zanechajú prvok v stave 

nepohotovosti v havarijných reťazcoch. Ako poruchu systému pri štarte vo vyčkávacom 

režime treba zahrnúť aj vplyv zlej kalibrácie. 

I.6.2.4 Výpočet pravdepodobnosti ľudských chýb pred iniciačnou udalosťou 

Pri hodnotení ľudských chýb pred iniciačnou udalosťou sa berie do úvahy kvalita 

prevádzkových predpisov (na vykonávanie úloh) a organizačného riadenia (na nezávislú 

kontrolu), ako aj kvalita rozhrania človek-stroj (vrátane konfigurácie zariadení, usporiadania 

prístrojového vybavenia a plánov riadenia). 

Pri vyhodnocovaní ľudskej chyby sa môže počítať so samoobnovovacou schopnosťou 

alebo obnovou stavu pri nezávislej kontrole. Vtedy sa stanovuje maximálny prínos 

viacnásobných opatrení zameraných na obnovu normálneho stavu. Pri ich hodnotení treba 

použiť záznamy testov po údržbe a kalibrácii zariadení podľa prevádzkových predpisov, 

nezávislé kontroly, ktoré overia stav prvkov po údržbe alebo testovaní a informácie ďalších 

kontrol po určitom období. 

Treba identifikovať stupne závislosti ľudských chýb (napr. chyby, ktoré majú spoločné 

príčiny) a zhodnotiť neurčitosti v spoľahlivosti ľudského činiteľa. Vzhľadom na históriu 

prevádzky bloku, prevádzkové predpisy, postupy a skúsenosti sa kontroluje primeranosť 

spoľahlivosti ľudského činiteľa. 

I.6.2.5 Identifikácia ľudských chýb po iniciačnej udalosti 

Pri identifikácii zásahu prevádzkového personálu po vzniku iniciačnej udalosti sa 

preskúmajú havarijné a iné dôležité predpisy a ich vplyv na jednotlivé havarijné reťazce. 

Preskúmaním prevádzky systémov sa určia funkčné závislosti a závislosti od ľudských 

zásahov. Analýza zahrňuje: 

I-17


a) zásahy, ktoré sa požadujú pre štart zariadení (pre systémy, ktoré nie sú spúšťané 

automaticky), prevádzku, riadenie, izoláciu alebo vypnutie systémov a prvkov 

používaných pri zmierňovaní následkov havárie; 

b) činnosti prevádzkového personálu ako reakcia na rozvoj havárie (obnovenie činnosti, 

napr. ručný štart čerpadla po zlyhaní automatického štartu v prípade potreby, ak je dosť 

času na tento zásah). 

Formou diskusie s personálom sa overuje zhoda prevádzkových predpisov s praxou 

zaužívanou na bloku, výcvikom personálu, atď. Pomocou simulátora alebo diskusiou 

s prevádzkovým personálom sa overuje zhoda modelovanej odozvy so skutočnými odozvami. 

I.6.2.6 Definícia ľudských chýb po iniciačnej udalosti 

Definujú sa ľudské chyby, ktoré vyjadrujú nevykonanie nejakého potrebného zásahu. Pri 

definícii ľudských chýb sa do úvahy berie najmä čas, ktorý je k dispozícii na vykonanie 

zásahu, havarijné predpisy, indikácia o poruche, príp. ďalšie špecifické informácie (napr. 

pohotovosť prvkov potrebných na dosiahnutie cieľa odozvy). Ľudské chyby po výskyte 

iniciačnej udalosti sa modelujú do takých detailov ako systémy a havarijné reťazce. 

I.6.2.7 Výpočet pravdepodobnosti ľudských chýb po iniciačnej udalosti 

Pre identifikované iniciačné udalosti sa pri výpočte pravdepodobností ľudských chýb berú 

do úvahy viaceré faktory ovplyvňujúce konanie človeka, napr.: 

a) kvalita a druh (teoretické, simulátor) výcviku alebo skúseností prevádzkového personálu; 

b) kvalita prevádzkových predpisov a administratívneho riadenia; 

c) pohotovosť zariadení potrebných na obnovu činnosti; 

d) jasná indikácia havárie; 

e) rozhranie človek-stroj; 

f) čas potrebný na vykonanie zásahu; 

g) zložitosť vyžadovaného zásahu; 

h) podmienky (osvetlenie, teplota, radiácia), pri ktorých pracuje prevádzkový personál; 

i) pohotovosť zariadení vyžadujúcich obsluhu; 

j) potreba špeciálnych nástrojov, oblečenia a pod. 

Z ďalšej analýzy sa môžu vylúčiť len tie udalosti, ktoré majú v havarijných reťazcoch 

zanedbateľný vplyv na frekvenciu poškodenia jadrového paliva. Treba používať prístup, ktorý 

zohľadní poruchy indikácie ako aj nevykonanie zásahu. 

Čas, ktorý je k dispozícii na vykonanie zásahu, sa stanovuje na základe termickohydraulických 

analýz alebo simulácií špecifických pre JZ. Treba stanoviť aj čas, do ktorého 

má prevádzkový personál dostať príslušné signály. Rozlišuje sa teda čas na diagnózu a na 

vykonanie zásahu. Čas na vykonanie zásahu sa stanovuje na základe aktuálnych meraní, 

konzultáciou s personálom alebo skúseností zo simulátora. Čas na diagnózu sa získa 

odpočítaním času na vykonanie zásahu od celkového času určeného termicko-hydraulickými 

analýzami. 

I-18


Preskúma sa aj konzistencia kvantifikácie pravdepodobností ľudských chýb. Vzájomne sa 

porovnajú pravdepodobnosti ľudských chýb a ich primeranosť pre dané havarijné reťazce, 

históriu prevádzky JZ, prevádzkové predpisy, postupy a skúsenosti. Zhodnotiť treba aj 

neurčitosti spojené s odhadom pravdepodobností ľudských chýb. 

Pre viacnásobné zásahy prevádzkového personálu v tom istom havarijnom reťazci alebo 

kritickom reze sa musí stanoviť stupeň ich vzájomnej závislosti. Zohľadnený je aj vplyv 

úspechu alebo zlyhania predchádzajúcej ľudskej činnosti vrátane pomeru medzi potrebným 

a dostupným časom na vykonanie zásahu a faktorov, ktoré môžu viesť k závislosti medzi 

jednotlivými zásahmi (napr. spoločné nástroje, spoločné prevádzkové predpisy, zvýšenie 

stresu a pod.). 

I.6.2.8 Opravné zásahy 

Do analýzy je potrebné zahrnúť aj činnosti prevádzkového personálu zamerané na 

obnovenie funkcie systému alebo jeho prvkov. Môžu sa však zohľadniť iba tie nápravné 

opatrenia, ktoré sa pre havarijný reťazec dajú uskutočniť. Ide o opatrenia, pre ktoré existujú 

prevádzkové predpisy a pri výcviku prevádzkového personálu sa cvičila daná činnosť, alebo 

pre tieto podmienky existuje vysvetlenie, prečo nemusia byť splnené. Prípadne sú 

v prevádzkových predpisoch uvedené symptómy (napr. svetelná a zvuková signalizácia), 

ktoré prevádzkový personál upozornia, aby vykonal nápravné opatrenie alebo ak má 

prevádzkový personál výcvik či skúsenosti s týmito nápravnými opatreniami. Výpočty majú 

zohľadňovať aj závislosti od predchádzajúcich ľudských chýb v havarijnom reťazci alebo 

minimálnom kritickom reze, pre ktorý sú nápravné opatrenia aplikované. 

I.6.2.9 Dokumentácia analýzy spoľahlivosti ľudského činiteľa 

Dokumentácia má byť pripravená tak, aby umožnila nezávislú kontrolu a ďalšiu 

aktualizáciu modelu a aplikácie PSA. Popisuje použité postupy a prijaté predpoklady. 

Analýza spoľahlivosti ľudského činiteľa sa zdokumentuje dostatočne detailne, aby sa dali 

vysvetliť výsledky a pochopiť obmedzenia modelu. Zdokumentovať treba najmä: 

a) Metodika a postup výpočtu pravdepodobnosti ľudských chýb pred a po iniciačnej udalosti; 

b) zoznam ľudských chýb zapracovaných do PSA a pravdepodobnosti ich výskytu, vrátane 

hodnotenia neurčitostí; 

c) všeobecné a špecifické predpoklady analýzy spoľahlivosti ľudského činiteľa, vrátane ich 

vplyvu na frekvenciu poškodenia jadrového paliva a frekvenciu skorých veľkých únikov 

rádioaktívnych látok; 

d) iné faktory ovplyvňujúce kvantifikáciu spoľahlivosti ľudského činiteľa (napr. vylúčenie 

udalostí z ďalšej analýzy a kritériá ich vylúčenia, metódu ošetrenia vplyvu závislých 

ľudských zásahov na pravdepodobnosti výskytu ľudských chýb, atď.). 

I.7 Kvantifikácia PSA modelu 1. úrovne 

I.7.1 Ciele kvantifikácie 

Cieľom kvantifikácie PSA 1. úrovne je odhad frekvencie poškodenia jadrového paliva. 

I-19


I.7.2 Požiadavky na kvantifikáciu 

I.7.2.1 Výpočet frekvencie poškodenia jadrového paliva 

Pre každú skupinu iniciačných udalostí sa v procese kvantifikácie vychádza z rozvoja 

havarijných reťazcov, modelov systémov, dát prvkov, spoľahlivosti ľudského činiteľa, ako aj 

systémových závislostí. Jednotlivé havarijné reťazce sa kvantifikujú a identifikujú sa 

dominantné príspevky k riziku. Súčasne treba overiť, či sú jednotlivé primárne udalosti 

v havarijných reťazcoch správne namodelované. Pre havarijné reťazce alebo minimálne 

kritické rezy treba zohľadniť aj aplikovateľné nápravné opatrenia. 

Treba vypočítať celkovú frekvenciu poškodenia jadrového paliva vplyvom interných 

udalostí. V prípade uvažovania externých udalostí v modeli PSA treba kvantifikovať aj ich 

príspevok k celkovej hodnote frekvencie poškodenia jadrového paliva. 

I.7.2.2 PSA model 

PSA model sa zostavuje a kvantifikuje pomocou vhodných počítačových programov, 

ktoré sú na tento účel určené a plne validované. Pritom treba identifikovať ich obmedzenia, 

ktoré by mohli ovplyvniť výsledky. Limitnú hodnotu na vylučovanie minimálnych kritických 

rezov treba zvoliť tak, aby sa nevylúčili významné rezy. Použitú limitnú hodnotu treba 

zdôvodniť. Treba identifikovať minimálne kritické rezy, ktoré vo výsledkoch obsahujú 

vzájomne sa vylučujúce udalosti. Takéto kritické rezy treba opraviť vhodnou konštrukciou 

logického modelu alebo vymazaním kritických rezov, v ktorých sa nachádzajú takéto 

udalosti. Pri výpočte treba dbať na správne nastavenie logických prepínačov. Ak sa na 

zjednodušenie výpočtu používajú moduly, treba použiť metódu umožňujúcu identifikovať 

udalosti modulov a kontrolovať ich nezávislosť od ostatných udalostí modelu. 

I.7.2.3 Identifikované závislosti v zásahoch prevádzkového personálu 

Identifikujú sa minimálne kritické rezy s viacerými ľudskými chybami. Stanovením 

vhodných hraničných hodnôt pravdepodobností ľudských chýb v prvotnej kvantifikácii sa 

treba vyhnúť ich predčasnému vylučovaniu. Konečná kvantifikácia takýchto chýb po vzniku 

iniciačnej udalosti sa môže vykonať na úrovni kritických rezov alebo havarijných reťazcov. 

Na základe analýzy spoľahlivosti ľudského činiteľa treba odhadnúť stupeň závislosti 

medzi za sebou nasledujúcimi ľudskými chybami v tom istom minimálnom kritickom reze 

alebo havarijnom reťazci. Model sa najprv kvantifikuje so zabudovaním všetkých závislých 

porúch a potom sa minimálne kritické rezy dodatočne upravujú na určenie správnych 

závislostí. 

I.7.2.4 Dominantné príspevky k riziku 

Z výsledkov kvantifikácie treba identifikovať dôležitých prispievateľov k frekvencii 

poškodenia jadrového paliva, napr. iniciačné udalosti, havarijné reťazce, systémy, prvky alebo 

chyby prevádzkového personálu. Výsledky kvantifikácie treba preveriť, či vychádzajú zo 

vstupov a predpokladov prijatých počas analýzy, či sa zhodujú s modelmi havarijných 

reťazcov, systémov a kritériami úspešnosti, ako aj s podmienkami prevádzky jadrového bloku 

I-20


(napr. konfigurácia jadrového bloku, prevádzkové predpisy, prevádzkové skúsenosti). 

Kontrolou kritických rezov (dominantných aj menej dominantných) treba overiť, či majú rezy 

logický zmysel. 

Identifikujú sa predpoklady modelovania, ktoré najviac ovplyvňujú výsledky. Treba 

preskúmať, či sa môžu vyskytnúť aj iné ako modelované podmienky a ako to môže ovplyvniť 

kritériá úspešnosti alebo iné predpoklady. Overuje sa zhoda modelovaných ľudských zásahov 

s prevádzkovými predpismi bloku a s rozsahom podmienok, ktoré by mohli vzniknúť 

v analyzovaných havarijných reťazcoch. 

Výsledky kvantifikácie PSA je vhodné porovnať s výsledkami analýzy podobných JZ, 

identifikovať a zdôvodniť významné odlišnosti. 

I.7.2.5 Analýza neurčitosti, analýza citlivosti 

Treba identifikovať hlavné zdroje neurčitostí modelu a vplyv týchto neurčitostí na 

výsledky. Kontrolujú sa neurčitosti modelu, ktoré sú charakterizované pravdepodobnostným 

rozdelením a šíria sa v celom modeli. 

Analýza citlivosti hodnotí vplyv predpokladov modelovania a okrajových podmienok 

(hodnôt údajov) na výsledky. Kontrolujú sa jednotlivé predpoklady a ich logické kombinácie. 

I.7.2.6 Dokumentácia kvantifikácie 

Postup kvantifikácie modelu treba zdokumentovať. Dokumentácia obsahuje najmä: 

a) číselné výsledky vrátane ich grafickej prezentácie; 

b) minimálne kritické rezy pre frekvenciu poškodenia jadrového paliva; 

c) popis postupu kvantifikácie vrátane započítania úspešných zásahov systémov, použitých 

limitných hodnôt a úprav minimálnych kritických rezov za účelom zohľadnenia závislostí 

ľudských zásahov v týchto rezoch; 

d) postup a výsledky stanovenia limitnej hodnoty na vylúčenie kritických rezov pre celkovú 

kvantifikáciu a dokazovanie, že výsledky konvergujú k stabilnej hodnote; 

e) celkovú frekvenciu poškodenia jadrového paliva a príspevky od jednotlivých iniciačných 

udalostí a havarijných reťazcov; 

f) dominantné iniciačné udalosti, havarijné reťazce, systémy, prvky a zásahy prevádzkového 

personálu , ktoré prispievajú k frekvencii poškodenia jadrového paliva; 

g) výsledky analýzy citlivosti; 

h) výsledky analýzy neurčitosti celkovej frekvencie poškodenia jadrového paliva; 

i) výsledky analýzy dôležitosti; 

j) zoznam vzájomne sa vylučujúcich udalostí vylúčených z výsledných kritických rezov 

a princípy tohto vylúčenia; 

k) predpoklady použité pri kvantifikácii a ohodnotenie významu dôležitých predpokladov 

z hľadiska výsledkov. 

V prehľade výsledkov PSA treba vysvetliť hlavné príspevky k frekvencii poškodenia 

jadrového paliva. Detailne treba vysvetliť aj dominantné havarijné reťazce alebo funkčné 

skupiny zlyhania. 

I-21


Zdokumentujú sa dôležité predpoklady a vplyvy neurčitostí, napr. možné realistické alebo 

konzervatívne kritériá úspešnosti, vhodnosť parametrov spoľahlivosti, možné neurčitosti 

modelovania (obmedzenia modelovania spôsobené výberom metódy), kompletnosť výberu 

iniciačných udalostí, možné priestorové závislosti a pod. 

Zdokumentujú sa asymetrie kvantitatívneho modelovania a príčiny, prečo sa nachádzajú 

v modeli. Zdokumentujú sa obmedzenia modelu, ktoré by mohli ovplyvniť PSA aplikácie. 

I.8 Vnútorné záplavy 

I.8.1 Ciele analýzy vnútorných záplav 

Cieľom analýzy vnútorných záplav JZ je identifikovať zdroje záplav, analyzovať šírenie 

záplav a kvantifikovať ich príspevok k frekvencii poškodenia jadrového paliva. 

I.8.2 Požiadavky na analýzu vnútorných záplav 

I.8.2.1 Identifikácia zdrojov záplav 

Analýzou treba identifikovať priestory bloku, v ktorých záplavy predstavujú významné 

riziko. Potom sa definujú fyzické hranice týchto priestorov, možnosti lokalizácie záplav 

a trasy ich šírenia. Pre každý priestor sa identifikujú zdroje záplav (napr. potrubia, armatúry, 

čerpadlá, nádrže, atď.), postihnuté bezpečnostné systémy a ich prvky, formy poškodenia 

prvkov, možné zásahy na zmiernenie následkov a iné udalosti súvisiace s únikom vody. 

Odhadne sa typ záplav (napr. netesnosti, prasknutie) a ich veľkosť, t.j. množstvo uniknutej 

vody zo zdroja záplavy. Overenie presnosti údajov sa skúma systematickou obhliadkou 

všetkých priestorov bloku. Všetky zistené skutočnosti treba dôkladne zdokumentovať. 

I.8.2.2 Kvantifikácia príspevku k riziku 

Na kvantifikovanie príspevku záplav k frekvencii poškodenia jadrového paliva je 

potrebné: 

a) identifikovať iniciačné udalosti vyvolané záplavami; 

b) stanoviť frekvencie iniciačných udalostí; 

c) zapracovať scenáre záplav a ich vplyvy do modelu PSA 1. úrovne; 

d) stanoviť frekvenciu poškodenia jadrového paliva pre dominantné havarijné reťazce 

iniciované záplavami. 

Podobne ako pri predchádzajúcich analýzach sa treba venovať neurčitosti výsledkov, 

identifikácií zdrojov neurčitostí a ich vplyvu na výsledky PSA. Treba urobiť analýzu citlivosti 

a analýzu dôležitosti. 

I.9 Vnútorné požiare 

I.9.1 Ciele analýzy vnútorných požiarov 

I-22


Cieľom analýzy vnútorných požiarov jadrového bloku je identifikácia požiarnych úsekov 

a selekčná analýza, analýza vzniku a rozšírenia sa požiarov a kvantifikácia ich príspevku 

k riziku, t.j. k frekvencii poškodenia jadrového paliva. 

I.9.2 Požiadavky na analýzu vnútorných požiarov 

I.9.2.1 Identifikácia požiarnych úsekov a selekčná analýza 

Analýzou treba identifikovať požiarne úseky bloku, v ktorých požiar predstavuje 

významné riziko. V každom požiarnom úseku sa potom identifikujú prvky bezpečnostných 

systémov a ich káblové trasy. V rámci selekčnej analýzy sa stanovia kvalitatívne 

a kvantitatívne kritériá, ktorými sa z ďalšej analýzy vylúčia požiarne úseky so zanedbateľným 

príspevkom k riziku. Kvalitatívne kritériá určujú, či môže požiar v danom úseku ohroziť 

jadrovú bezpečnosť. Kvantitatívne kritériá udávajú medzné hodnoty frekvencie poškodenia 

jadrového paliva. Požiarne úseky pod medznou hodnotou frekvencie poškodenia jadrového 

paliva sa neberú do úvahy. Treba identifikovať aj požiare, ktoré by mohli ohroziť viacero 

požiarnych úsekov. Informácie a predpoklady použité pri selekcii požiarnych úsekov treba 

overiť systematickou prehliadkou JZ. Všetky zistené skutočnosti treba dôkladne 

zdokumentovať. 

I.9.2.2 Analýza vzniku požiarov 

Analýzou vzniku požiarov treba v každom nevylúčenom požiarnom úseku identifikovať 

všetky potenciálne významné požiarne scenáre. Na základe špecifických údajov bloku sa pre 

jednotlivé požiarne úseky vypočíta frekvencia výskytu požiarov a odhadnú fyzikálne 

vlastnosti požiarnych scenárov. 

I.9.2.3 Analýza šírenia sa požiarov a vplyvu na bezpečnostné systémy 

Touto analýzou sa v požiarnom úseku stanovujú podmienené pravdepodobnosti 

poškodenia prvkov významných z hľadiska rizika pri vzniku požiaru. Analýzou sa 

identifikujú systémy a prvky, ktorých zlyhanie spôsobí iniciačnú udalosť alebo ovplyvní 

funkčnosť prvkov bezpečnostných systémov. Uvažuje sa aj poškodenie zariadení teplom, 

dymom alebo protipožiarnym zásahom. 

V analýze sa pre jednotlivé scenáre zohľadňuje čas do odhalenia požiaru, vykonania 

protipožiarnych opatrení a do uhasenia požiaru. Uvažuje a analyzuje sa aj možnosť šírenia 

požiaru medzi viacerými požiarnymi úsekmi. Použité modely a údaje majú byť založené na 

špecifických údajoch JZ, skúsenostiach z prevádzky a experimentálnych výsledkoch. 

I.9.2.4 Kvantifikácia príspevku požiarov k riziku 

Na kvantifikovanie príspevku požiarov k frekvencii poškodenia jadrového paliva je 

potrebné: 

a) identifikovať iniciačné udalosti vyvolané požiarmi; 

b) stanoviť frekvencie iniciačných udalostí; 

c) zapracovať požiarne scenáre a ich vplyvy do modelu PSA 1. úrovne; 

d) stanoviť frekvenciu poškodenia jadrového paliva pre požiarne havarijné reťazce. 

I-23


Podobne ako pri ostatných analýzach je ďalšou dôležitou súčasťou identifikácia 

neurčitosti výsledkov, zdrojov neurčitostí a analýza ich vplyvu na výsledky. Treba urobiť aj 

analýzu citlivosti a analýzu dôležitosti. Analýzu spoľahlivosti ľudského činiteľa treba 

prispôsobiť podmienkam, ktoré vznikli pri požiari (napr. teplo, dym, výpadok osvetlenia, 

vplyv na prístrojové vybavenie, atď.). 

I.10 Vonkajšie udalosti 

I.10.1 Ciele analýzy vonkajších udalostí 

Cieľom analýzy je správne zohľadniť vplyv vonkajších udalostí na JZ a vypočítať ich 

príspevok k riziku poškodenia jadrového paliva a úniku rádioaktívnych látok do pracovného a 

životného prostredia. 

I.10.2 Požiadavky na analýzy vonkajších udalostí 

I.10.2.1 Selekčná analýza 

Analýzou treba identifikovať vonkajšie udalosti (prírodné alebo vyvolané človekom), 

ktoré by mohli narušiť normálnu prevádzku JZ a na zachovanie nepoškodeného jadrového 

paliva vyžadujú úspešné zapracovanie bezpečnostných systémov. Stanovia sa kritériá, 

ktorými sa z ďalšej analýzy vylúčia vonkajšie udalosti bez významného vplyvu na bezpečnosť 

JZ. Analyzuje sa vplyv nevylúčených vonkajších udalostí na prevádzku JZ. Závery selekčnej 

analýzy treba overiť systematickou obhliadkou JZ. 

I.10.2.2 Analýza vonkajších udalostí 

Pri analýze sú vyčíslené frekvencie výskytu vonkajších udalostí špecifických pre danú 

lokalitu JZ. Určené je riziko vonkajších udalostí a pohrôm a sním spojené neurčitosti. Pre 

potreby PSA sa spravidla používajú výsledky spracované v rámci samostatných analýz 

s uvedením odkazov na tieto analýzy. 

I.10.2.3 Analýza zraniteľnosti prvkov bezpečnostných systémov 

Kvantifikujú sa podmienené pravdepodobnosti porúch prvkov (zraniteľnosť prvkov) 

vyvolaných vonkajšími udalosťami. Analýza má byť založená na špecifických vstupoch JZ. 

I.10.2.4 Kvantifikácia príspevku k riziku 

Na kvantifikovanie príspevku vonkajších udalostí k frekvencii poškodenia jadrového 

paliva je potrebné: 

a) doplniť do modelu PSA havarijné scenáre vonkajších udalostí, ktoré vyvolajú iniciačné 

udalosti a môžu viesť k poškodeniu jadrového paliva; 

b) doplniť do modelu typy porúch prvkov (aj pasívnych) vplyvom vonkajších udalostí; 

c) podľa potreby a v súlade s podmienkami analyzovanej vonkajšej udalosti modifikovať 

údaje o ľudských chybách; 

d) zohľadniť vplyvy porúch so spoločnou príčinou; 

I-24


e) aby modely systémov vyjadrili skutočný stav bloku v podmienkach vonkajších udalostí; 

f) stanoviť frekvenciu poškodenia jadrového paliva pre analyzované scenáre vonkajších 

udalostí; 

g) zdokumentovať všetky kroky analýzy vonkajších udalostí, vrátane podrobného 

zdôvodnenia vylúčenia udalostí bez významného vplyvu na bezpečnosť. 

I.10.3 Seizmické udalosti 

Zemetrasenia môžu zapríčiniť viacnásobné poruchy, ktoré vedú k nehodám, haváriám a 

poruchám prvkov bezpečnostných systémov. Vo väčšine lokalít JZ je riziko zemetrasenia 

veľmi neurčité a často nie je možné vybrať seizmické udalosti na základe jednoduchých 

analýz. Detailné, príp. zjednodušené analýzy seizmických udalostí sú zvyčajne zahrnuté do 

štúdie PSA 1. úrovne. 

I.10.3.1 Všeobecná metodika 

Medzi hlavné kroky metodiky seizmických analýz patrí: 

a) analýza rizika zemetrasenia; 

b) analýza seizmickej zraniteľnosti; 

c) systémové analýzy; 

d) kvantifikácia havarijných reťazcov a frekvencie poškodenia jadrového paliva či úniku 

rádioaktívnych látok do pracovného a životného prostredia vplyvom zemetrasenia. 

Metódy seizmického PSA prešli od svojich začiatkov značným vývojom a vylepšením. 

Relevantné z nich by preto mali byť zapracované v moderných štúdiách a analýzach PSA. 

Charakteristika niektorých metód je v nasledujúcich článkoch tohto bezpečnostného návodu. 

I.10.3.2 Zber informácií 

Seizmické analýzy vyžadujú rozsiahly zber informácií. Údaje potrebné pre seizmické 

analýzy sa získavajú už počas prípravy štúdie PSA 1. úrovne pre vnútorné udalosti. Zdrojmi 

údajov sú zvyčajne seizmologické dáta, zemetrasenie zahrnuté v projektovom riešení JE 

(vrátane bezpečnostnej správy, stavebných výkresov a plánov), údaje o usporiadaní JZ (napr. 

výkresy dispozičného usporiadania, schémy ovládania, elektrické schémy) a detailné 

informácie získané počas obhliadky JZ. 

I.10.3.3 Systémové analýzy 

Základom seizmických analýz sú stromy udalostí a stromy porúch zostrojené pre 

vnútorné udalosti tak, aby neobsahovali náhodné poruchy prvkov, nepohotovosti alebo chyby 

prevádzkového personálu, ktoré nesúvisia so zemetrasením. Použitie stromov udalostí a 

stromov porúch z interných udalostí PSA okrem toho zabezpečí, že pre seizmické analýzy 

bude použitý rovnaký model JZ. Tieto stromy sú upravené tak, aby zahrňovali seizmické 

poruchy a vplyvy na spoľahlivosť prevádzkového personálu. V stromoch porúch sú to 

seizmické primárne udalosti (včítane porúch prvkov a porúch so spoločnou príčinou) a 

v stromoch udalostí špecifické seizmické vrcholové udalosti. 

I-25


Nové udalosti, ktoré treba uvažovať, sú poruchy pasívnych prvkov (konštrukcie, 

výmenníky tepla, potrubia, atď.) vplyvom zemetrasenia, ktoré nemusia byť v zozname 

interných udalostí ako aj špecifické činnosti prevádzkového personálu súvisiace so 

zemetrasením. Strom udalostí pre zemetrasenie zvyčajne modeluje havarijné reťazce, ktoré 

priamo vedú k poškodeniu jadrového paliva. Cieľom je zmapovať výskyt iniciačných udalostí 

vplyvom zemetrasenia. 

Štúdia a analýza PSA pre zemetrasenie obsahuje zoznam všetkých predpokladov 

prijatých pri systémových analýzach a detailný popis úpravy modelu PSA pôvodne 

zostaveného pre vnútorné udalosti JZ. 

I.10.3.4 Poruchy prvkov a zásahy človeka 

Tieto poruchy sú zahrnuté v modeli JZ zostaveného pre vnútorné udalosti. Intenzity 

náhodných porúch a chýb prevádzkového personálu pred výskytom iniciačnej udalosti sa pre 

seizmické analýzy nemenia. Chyby prevádzkového personálu po výskyte iniciačnej udalosti 

treba hodnotiť na základe analýz spoľahlivosti ľudského činiteľa, pričom sa zohľadňuje doba 

potrebná na vykonanie činnosti, prístupnosť miest, kde sa činnosť vykonáva, závažnosť 

otrasov zeme, počet pracovníkov požadovaných na vykonanie činnosti a iné dôležité faktory. 

Ľudské chyby možno modelovať použitím faktorov ovplyvňujúcich činnosť človeka 

alebo pomocou seizmických kriviek. Pri hodnotení vplyvu zemetrasenia na intenzitu 

ľudských chýb je veľká neurčitosť. Preto je vhodné použiť konzervatívne predpoklady zo 

základných analýz a tieto analýzy rozšíriť pomocou hodnotenia citlivosti. 

Štúdia PSA pre zemetrasenie obsahuje zoznam seizmických a neseizmických činností 

prevádzkového personálu po výskyte iniciačnej udalosti ako aj koeficienty a krivky použité 

pri určovaní intenzity porúch prevádzkového personálu pri zemetrasení. Zoznam uvádza aj 

požadované doby a miesta zásahu prevádzkového personálu. Jasne a zreteľne uvádza všetky 

zjednodušujúce predpoklady prijaté v analýzach vplyvu zemetrasenia na spoľahlivosť 

ľudského činiteľa. 

I.10.3.5 Vstupné údaje pre zemetrasenie 

Súčasťou štúdie PSA pre zemetrasenie má byť najnovší stav seizmických rizikových 

analýz včítane kvantifikácie neurčitostí. Kvantifikácia neurčitostí v seizmických analýzach je 

potrebná na určenie strednej hodnoty rizika vznikajúceho vplyvom zemetrasenia. Vhodné 

postupy na analýzu rizika vplyvom zemetrasenia možno nájsť v literatúre /9/. Výsledkom 

analýz sú krivky pre zrýchlenie zeme a spektrálne zrýchlenie pri rôznych frekvenciách, 

typicky pri hodnotách 1, 2, 5, 10 a 25 Hz. Niektoré moderné štúdie používajú stredné 

spektrálne zrýchlenie, t.j. spektrálne zrýchlenie spriemerované cez rozsah najdôležitejších 

vibračných frekvencií. 

Na hodnotenie zraniteľnosti vplyvom zemetrasenia treba identifikovať vhodný spektrálny 

profil. Pre realistické analýzy sa vyberá špecifický spektrálny profil lokality založený na 

jednotnom spektre rizika. V niektorých prípadoch, napr. pri hodnotení niekoľkých JZ 

s rovnakými podmienkami, však môže byť výhodné vybrať štandardizovaný profil. 

I-26


Analýzu rizika treba v štúdii PSA podrobne vysvetliť, aby nezávislý expert mohol overiť 

krivky rizika vznikajúceho vplyvom zemetrasenia. V štúdii musí byť zdôvodnený výber 

spektrálneho profilu a spôsob jeho použitia pre výpočty zraniteľnosti vplyvom zemetrasenia. 

I.10.3.6 Odozvy stavebných konštrukcií 

Odozvy stavebných konštrukcií majú vychádzať z existujúcich analýz lineárnych 

dynamických odoziev, ktoré sú pripravené pre projekt JZ alebo z nových a prepracovaných 

analýz nelineárnych dynamických odoziev na intenzity zemských otrasov. Ak sú základy JZ 

na poddajnej skale alebo pôde, treba analýzu urobiť na základe dynamického modelu, ktorý 

zahŕňa vplyvy vzájomného pôsobenia pôdy a stavebnej konštrukcie. Zvláštnu pozornosť treba 

venovať výberu a spracovaniu vstupných údajov. 

I.10.3.7 Proces triedenia 

Na základe systémových analýz pre zemetrasenie sa spracuje zoznam seizmicky 

zodolnených zariadení, z ktorého treba vylúčiť prvky so zanedbateľným vplyvom na riziko. 

Proces triedenia je založený na predpokladaných poruchách prvkov, očakávanej funkčnosti 

prvkov počas seizmickej udalosti a dôležitosti prvkov vzhľadom na systémovú analýzu a 

kvantifikáciu frekvencie poškodenia jadrového paliva. 

V prvej fáze triedenia sa zvyčajne identifikujú prvky, ktoré nie sú seizmicky odolné alebo 

prvky s očakávanou nízkou seizmickou kapacitou. Toto je súčasťou seizmických 

systémových analýz. Druhá fáza vychádza z hodnotení urobených počas seizmických 

obhliadok a s použitím stanovených kritérií triedenia. Triedenie treba urobiť na základe 

vybranej prahovej hodnoty seizmickej spôsobilosti. Táto hodnota sa použije v modeli JZ pre 

zemetrasenie ako základ pre určenie významnosti frekvencie poškodenia jadrového paliva. Ak 

sa zistí, že daný prvok má významný príspevok k frekvencii poškodenia jadrového paliva 

(napr. viac než 5%), treba prahovú hodnotu zvýšiť. Tretia fáza vylučuje tie minimálne kritické 

rezy, ktoré majú zanedbateľný príspevok k frekvencii poškodenia jadrového paliva vplyvom 

zemetrasenia. 

Štúdia PSA pre zemetrasenie jasne definuje všetky predpoklady použité pri triedení, 

vrátane zoznamu predpokladaných porúch, kritérií triedenia a zvolenej prahovej hodnoty ako 

aj medznú hodnotu uvažovaných minimálnych kritických rezov. 

I.10.3.8 Obhliadka JZ 

Obhliadka JZ z pohľadu zemetrasenia je základom štúdie PSA pre zemetrasenie. 

Vykonajú ju kvalifikovaní experti (aspoň dvaja alebo traja inžinieri odborníci na seizmickú 

problematiku a systémoví inžinieri), ktorí venujú obhliadke primeraný čas (dva až tri týždne). 

Hodnotí sa uchytenie prvkov, možnosti nepriaznivých fyzických interakcií, funkčná 

spôsobilosť zariadenia, spôsobilosť inštalovaných konštrukcií, spôsobilosť konštrukčných 

prvkov, požadovaná seizmická starostlivosť a s ňou súvisiace predpisy pre údržbu. 

Pri obhliadke treba identifikovať prvky, ktorých spôsobilosť je pod vybranou prahovou 

hodnotou triedenia, takže vyžadujú podrobné hodnotenie (napr. detailnú analýzu zraniteľnosti 

a mimoriadnych podmienok). 

I-27


Štúdia PSA pre zemetrasenie poskytuje kompletný popis procesu obhliadky z pohľadu 

zemetrasenia vrátane kvalifikácie účastníkov, trvania obhliadky, formálnych postupov, 

hodnotenia pracovných výkazov a iné záznamy, napr. zistené anomálie a pod. Popis musí 

identifikovať prvky, ktoré neboli prístupné a navrhnúť spôsob ich hodnotenia. 

I.10.3.9 Analýza zraniteľnosti vplyvom zemetrasenia 

Štúdia PSA pre zemetrasenie poskytuje rozbor analýzy seizmickej zraniteľnosti. Pre 

každý prvok, ktorý prichádza do úvahy z hľadiska zabezpečenia primeranej odozvy JZ, treba 

urobiť analýzu seizmickej zraniteľnosti na súčasnej úrovni poznatkov. Analýza kompletne 

posudzuje potenciálne typy porúch. 

Dokumentácia uvádza príklady hodnotenia, ktoré budú postačovať na overenie výsledkov 

analýzy nezávislým odborníkom. Hodnotenia obsahujú aspoň vzorku analýz pre každú 

kategóriu prvkov alebo typu porúch vrátane akejkoľvek murovanej časti, nádrží s plochým 

dnom, zraniteľnosti relé a pod. V dokumentácii je uvedený kompletný popis všetkých 

predpokladov a použitých metód. V štúdii PSA pre zemetrasenie je sumárny zoznam 

parametrov zraniteľnosti (vrátane štatistických a neurčitostných odchýlok) pre všetky prvky, 

ktoré neboli z PSA modelu pre zemetrasenie vylúčené. Ak je cieľom PSA štúdie iba určenie 

realistickej hodnoty frekvencie poškodenia jadrového paliva v dôsledku seizmickej udalosti, 

pri kvantifikácií sa použije zložená premenná, ktorá zahŕňa štatistické a neurčitostné 

odchýlky. 

I.10.3.10 Kvantifikácia frekvencií havárií 

PSA pre zemetrasenie je dynamický proces kvantifikácie frekvencií havarijných reťazcov. 

Na rozdiel od analýz vnútorných udalostí, ktoré pri kvantifikácii používajú jediný súbor 

intenzít porúch alebo nepohotovostí, sa v seizmických analýzach požaduje viacnásobný súbor 

intenzít porúch odvodený z viacerých úrovní zemských otrasov. Pri určovaní minimálnych 

kritických rezov je preto dôležité, aby bola vybraná dostatočne vysoká intenzita porúch 

zemských otrasov. 

Keď sú v kvantifikácii havarijných reťazcov zahrnuté neurčitosti zraniteľnosti, je 

potrebné simulovať rôzne kombinácie. Keď máme súbor zraniteľností (ak je požadovaný iba 

najlepší odhad frekvencie poškodenia jadrového paliva, stačí iba jeden súbor) sú jednotlivé 

intenzity porúch odvodené z daného intervalu zemských otrasov a pre tento interval je 

hodnotený príspevok k frekvencii havarijného reťazca. Proces kvantifikácie sa zopakuje pre 

všetky intervaly zemských otrasov, pričom by ich malo byť aspoň sedem. 

PSA štúdia pre zemetrasenie poskytuje kompletný popis procesu kvantifikácie vrátane 

použitých metód a predpokladov. Uvádza výsledné frekvencie havarijných reťazcov a 

frekvencie poškodenia jadrového paliva. Dokumentácia obsahuje krivku úrovne zraniteľnosti 

a overenie nízkej pravdepodobnosti porúch pre rôzne prípady citlivosti (vrátane prípadu 

s hodnotením chyby prevádzkového personálu po havárii a prípadu, kde je predpokladaná 

intenzita takýchto porúch rovná jednej). Ak je v štúdii urobená úplná analýza neurčitostí, 

potom treba zdokumentovať kompletné pravdepodobnostné rozdelenie frekvencie poškodenia 

jadrového paliva a zhodnotiť skupinu kriviek zraniteľnosti. 

I-28


I.10.3.11 Dominantné príspevky k riziku 

Havarijné reťazce, náhodné poruchy, chyby prevádzkového personálu a poruchy spojené 

so zemetrasením treba zdokumentovať a zoradiť podľa príspevku k frekvencii poškodenia 

jadrového paliva. Treba uviesť popis každého dôležitého havarijného reťazca, jeho príspevok 

k frekvencii poškodenia jadrového paliva, dominantné poruchy reťazca a príspevok každej 

primárnej udalosti k frekvencii poškodenia jadrového paliva. 

I.10.3.12 Hodnotenie vplyvu chvenia relé 

Pre JZ, v ktorých sa používajú relé náchylné na chvenie, treba urobiť detailné hodnotenie 

vplyvu chvenia. Cieľom tohto hodnotenia je identifikácia potenciálne zraniteľných relé, 

analýza následkov chvenia, obhliadka miesta, určenie typu a vhodného uchytenia relé a 

spôsobu riešenia daných problémov. 

I.10.3.13 Analýza porúch pôdy 

Pre každé JZ, ktorá má základy v zemine alebo v mäkkej skale, treba urobiť analýzu 

vzájomného dynamického pôsobenia pôdy so stavbou. Dodatočné vplyvy zeminy však treba 

uvažovať aj pre pevnú skalu aj pre lokality so zeminou. JZ môže mať zakopané prvky a 

potrubia, môže byť v blízkosti svahov alebo môže byť citlivá na poruchy priehrad. Preto 

štúdie PSA pre zemetrasenie zahŕňa analýzy potenciálnych porúch pôdy. V analýzy obsahujú 

hodnotenie potenciálnych vplyvov skvapalňovania pôdy, nestability svahov, nadmerných 

deformácií alebo usadzovania pôdy, nadmerných napätí vyvolaných pôdou, atď. 

I.10.3.14 Seizmicko-požiarne interakcie a hodnotenie záplav vplyvom zemetrasenia 

Štúdia PSA pre zemetrasenie zahŕňa aj hodnotenie vplyvu požiarov a záplav vyvolaných 

zemetrasením. V analýzach seizmicko-požiarnych interakcií sa zohľadňujú aspekty: 

a) možnosť vzniku požiarov vplyvom zemetrasenia; 

b) možnosť náhodnej aktivácie protipožiarnych systémov a možné následné poškodenie 

bezpečnostných systémov JZ; 

c) možnosť straty alebo degradácie schopnosti likvidácie požiaru. 

Hodnotenie seizmických záplav má identifikovať, kontrolovať a hodnotiť možnosť a 

následky porúch vplyvom všetkých zdrojov záplav vyvolaných seizmickou udalosťou 

(vrátane porúch potrubí a nádrží), ktoré môžu ovplyvniť bezpečnostné systémy. Uvedené 

hodnotenia si vyžadujú obhliadku JZ. Ak sú zistené potenciálne problémy, môžu byť 

predložené návrhy nápravných opatrení a hodnotený ich prínos pomocou modelu PSA pre 

zemetrasenie. Takáto analýza vyžaduje úpravy stromov udalostí a stromov porúch. 

Štúdia PSA pre zemetrasenie popisuje prístup a výsledky hodnotenia vplyvu požiarov a 

záplav vyvolaných seizmickou udalosťou. Akékoľvek potenciálne slabé miesta treba 

zdokumentovať spolu s návrhom riešenia. Uvedený je detailný popis stromov udalostí, 

stromov porúch, predpokladov modelovania, frekvencií havarijných reťazcov a dominantných 

prispievateľov k riziku. 

I-29


I.10.3.15 Identifikácia, eliminácia a redukovanie slabých miest 

Štúdia PSA pre zemetrasenie identifikuje slabé miesta, anomálie a dominantné príspevky 

k riziku. Uvádza nápravné opatrenia a stav ich realizácie. Zároveň uvádza, či sú tieto 

opatrenia zahrnuté vo výsledkoch PSA. 

I.11 PSA 2. úrovne 

I.11.1 Ciele 

Cieľom PSA 2. úrovne je určiť všetky havarijné reťazce, ktoré majú príspevok k riziku 

úniku rádioaktívnych látok do pracovného alebo životného prostredia, identifikovať a 

kvantifikovať kategórie únikov. Analyzované havarijné scenáre zohľadňujú reakciu JZ na 

ťažké havárie. Úniky sú charakterizované frekvenciou výskytu a veľkosťou zdrojového člena, 

t.j. množstvom uniknutých rádioaktívnych látok. 

I.11.2 Požiadavky na PSA 2. úrovne 

I.11.2.1 Identifikácia stavov poškodenia JZ 

Reťazce s poškodením jadrového paliva a podobnými atribútmi priebehu nehody/ havárie 

treba zoskupiť do tzv. stavov poškodenia (ang. Plant Damage States - PDS). Identifikujú sa 

všetky fyzikálne vlastnosti stavov poškodenia JZ z PSA 1. úrovne, ktoré môžu ovplyvniť 

úniky rádioaktívnych látok do pracovného a životného prostredia, napr.(vo vzťahu k jadrovej 

elektrárni): 

a) tlak v primárnom okruhu počas degradácie aktívnej zóny jadrového reaktora (vysoký tlak 

môže spôsobiť vysokotlakové vystrelenie taveniny); 

b) stav systémov havarijného chladenia aktívnej zóny jadrového reaktora (zlyhanie 

doplňovania chladiva môže spôsobiť vysušenie aktívnej zóny, poškodenia jadrového paliva 

a rozsiahle interakcie roztaveného jadrového paliva s betónom šachty reaktora, stratu 

možnosti obnovenia chladenia poškodenej aktívnej zóny; 

c) stav izolácie ochrannej obálky jadrového reaktora (zlyhanie izolácie môže vyvolať únik 

rádioaktívnych látok do pracovného a životného prostredia); 

d) stav odvodu tepla z ochrannej obálky jadrového reaktora. 

Treba identifikovať tie charakteristiky havarijných reťazcov, ktoré vedú k uvedeným 

fyzikálnym javom, napr.: 

a) typy iniciačných udalostí - prechodové procesy môžu viesť k vysokému tlaku v primárnom 

okruhu; havárie so stratou chladiva obyčajne spôsobujú nízky tlak v systéme chladenia 

aktívnej zóny jadrového reaktora; poškodenie rúrky parogenerátora môže viesť k obtoku 

ochrannej obálky jadrového reaktora; 

b) stav elektrického napájania – strata elektrického napájania spôsobí zlyhanie systému 

havarijného doplňovania chladiva do primárneho okruhu a aktívnej zóny jadrového 

reaktora; 

I-30


c) stav bezpečnostných systémov; odvod tepla z aktívnej zóny jadrového reaktora je možný 

len vtedy, ak sú bezpečnostné systémy pohotové. 

I.11.2.2 Analýza rozvoja havárie a štrukturálna analýza ochrannej obálky 

Pri analýze rozvoja havárií formou stromov udalostí ochrannej obálky treba zohľadniť 

všetky javy ťažkých havárií. Do analýzy treba zahrnúť všetky aplikovateľné postulované 

formy zlyhania vrátane zlyhaní špecifických pre dané JZ. Pre významné formy narušenia 

celistvosti ochrannej obálky sa používajú realistické prístupy hodnotenia zaťaženia ochrannej 

obálky jadrového reaktora (tlak, teplota a pod.). 

Stanovuje sa odolnosť ochrannej obálky čeliť zaťaženiam, ktoré môžu viesť k veľkým 

skorým únikom rádioaktívnych látok. Pre dominantné typy porúch ochrannej obálky treba 

použitím špecifických vstupov vykonať analýzu jej odolnosti tá zahrňuje správanie sa tesnení 

prienikov a poklopov ochrannej obálky v podmienkach nadprojektových teplôt a tlakov. 

Udávajú sa statické a dynamické poruchové charakteristiky. 

Pri analýze rozvoja havárie treba používať špecifické údaje JZ. Zohľadnia sa materiálové 

vlastnosti potrubí, poistných ventilov, tesnení čerpadiel a tepelných výmenníkov v daných 

tepelných a tlakových podmienkach. Podobne sa postupuje pri prasknutí rúrok alebo 

kolektora parogenerátora. 

Pri analýze izolácie ochrannej obálky jadrového reaktora sa zohľadnia poruchy prvkov 

izolujúcich ochrannú obálku, ako aj stavy bezpečnostných systémov, ktoré nezabezpečujú 

automatickú izoláciu. 

Pri analýze rozvoja havárií a analýze ochrannej obálky sa požaduje: 

a) použiť výpočtové programy overené odborníkmi, ktorí poznajú technické obmedzenia 

týchto programov a formy ako ich preklenúť; 

b) vykonať analýzu možných javov a ich vplyvu na priebeh havárie; 

c) vykonať štrukturálnu analýzu celistvosti ochrannej obálky; 

d) odhadnúť schopnosť ochrannej obálky odolávať ťažkým haváriám; 

e) odhadnúť časy výskytu dôležitých udalostí rozvoja ťažkých havárií, vrátane straty 

celistvosti ochrannej obálky. 

I.11.2.3 Kvantifikácia PSA 2. úrovne a analýza zdrojového člena 

Na modelovanie odozvy tlakovej nádoby reaktora a systémov chladenia jadrového paliva 

pri rozvoji ťažkých havárií sa používajú termicko-hydraulické analýzy špecifické pre JZ. Na 

základe ich výsledkov sa vytvoria stromy udalostí, ktoré detailne znázorňujú typy porúch 

ochrannej obálky. Oprava prvkov systémov sa môže uvažovať iba v reálnych a dostatočne 

overených prípadoch. Do modelu môžu byť zahrnuté aj možné zásahy prevádzkového 

personálu po poškodení aktívnej zóny jadrového reaktora. Modelovanie zásahov 

prevádzkového personálu musí byť v zhode s prevádzkovými predpismi a založené na 

realistickej analýze spoľahlivosti ľudského činiteľa. Zohľadniť treba aj vplyv zmenených 

podmienok prostredia na funkčnosť jednotlivých prvkov ako aj možný negatívny vplyv 

niektorých opravných zásahov prevádzkového personálu (napr. doplnenie vody do 

I-31


poškodenej aktívnej zóny jadrového reaktora môže zastaviť ďalší rozvoj havárie ale aj 

prispieť k tvorbe pary a produkcii vodíka). 

Pri vypracovávaní podporných analýz pre potreby PSA sa uprednostňuje realistický 

prístup, aby sa odozva JZ na modelované udalosti čo najviac blížila reálnej situácii. Pre 

bezpečnostné systémy sa používajú realistické kritériá úspešnosti. Vytvárajú sa modely 

systémov, ktoré umožňujú výpočet pre jednotlivé kategórie únikov. Realisticky sa vyhodnotí 

aj vplyv bloku na okolie pri neprerušenej prevádzke bezpečnostných systémov a úspešnom 

vykonaní požadovaných zásahov prevádzkového personálu, tzv. trvalé úniky rádioaktívnych 

látok. Obtok ochrannej obálky jadrového reaktora sa taktiež vyhodnocuje realistickým 

spôsobom. 

Kvantifikácia podmienených pravdepodobností je založená na výsledkoch podporných 

deterministických analýz a expertnom posúdení vychádzajúcom zo skúseností o javoch a 

analýzach ťažkých havárií, zo štúdií PSA podobných JZ a výsledkov vhodných 

experimentálnych meraní. 

Minimálnou požiadavkou je odhad frekvencie výskytu kategórií únikov, ktoré sú 

koncovými udalosťami stromov udalostí ochrannej obálky. Hlavné príspevky k riziku sa 

stanovia na základe analýzy dôležitosti. Aspoň v obmedzenom rozsahu, t.j. formou analýzy 

citlivosti vplyvu hlavných zdrojov neurčitostí, treba prešetriť neurčitosť výsledkov výpočtu. 

Neurčitosti fyzikálnych a chemických javov je potrebné vysvetliť v sprievodnej 

dokumentácii. 

Pre jednotlivé kategórie únikov definované v stromoch udalostí ochrannej obálky 

jadrového reaktora treba vypočítať zdrojový člen, t.j. množstvo rádioaktívnych látok, ktoré 

môžu uniknúť do okolia v priebehu nehody/ havárie. Minimálne požiadavky na analýzu sú: 

a) odhad veľkosti úniku vrátane času, miesta, množstva, formy a energie; 

b) zoskupenie únikov do reprezentatívnych zdrojových členov s dôrazom na skoré veľké 

a neskoré veľké úniky. 

I.11.2.4 Dokumentácia PSA 2. úrovne 

Dokumentácia PSA 2. úrovne zachytáva všetky potrebné informácie o cieľoch a rozsahu 

vykonanej analýzy, použitých metódach, postupoch a podmienkach analýzy, prijatých 

predpokladoch, výsledkoch a z nich vyvodených záveroch a odporúčaní. Dokumentácia 

obsahuje aj primerané informácie o projektovom riešení a prevádzke JZ. Je dostatočne 

podrobná a prehľadná, aby umožnila nezávislé overenie, kontrolu, aplikáciu výsledkov i 

prípadnú ďalšiu aktualizáciu analýz odzrkadľujúcu realizované technické a organizačné 

modifikácie JZ, prevádzkových predpisov/ návodov a pod. 

Informácie o podmienkach a predpokladoch analýzy majú zahŕňať najmä: 

a) dispozičné usporiadanie JZ a hermetických priestorov; 

b) opis projektového riešenia systémov chladenia ochrannej obálky a aktívneho systému 

izolácie ochrannej obálky; 

c) súpis dôležitejších priechodiek ochrannej obálky včítane elektrických priechodiek; 

d) prehľad a stav všetkých modifikácií JZ, ktoré by mohli ovplyvňovať PSA 2. úrovne; 

I-32


e) fyzikálne charakteristiky a vlastnosti havarijných reťazcov zoskupených do jednotlivých 

stavov poškodenia JZ; 

f) metódu zoskupovania havarijných reťazcov do stavov poškodenia JZ; 

g) stavy a vlastnosti poškodenia JZ, ako boli použité pri analýze. 

Primerane podrobne treba zdokumentovať výsledky kvantifikácie vrátane analýz 

neurčitosti a citlivosti. Dokumentácia má obsahovať aspoň všeobecný popis kvantifikácie, 

prijaté dôležité predpoklady, dominantné kategórie únikov, systémy a ľudské zásahy, ktoré sú 

kľúčovými faktormi z hľadiska rizika, výsledky analýzy citlivosti. Na primeranej úrovni treba 

okrem toho zdokumentovať: 

a) formy straty celistvosti ochrannej obálky jadrového reaktora; 

b) stromy udalostí ochrannej obálky jadrového reaktora a vrcholové udalosti v záhlaví 

stromov udalostí; 

c) miesto a pravdepodobnosť straty celistvosti ochrannej obálky jadrového reaktora; 

d) odhad parametrov použitých pri kvantifikácii kategórií únikov. 

Kategórie únikov sú charakterizované frekvenciou výskytu úniku a zdrojovým členom. 

V rámci interpretácie výsledkov treba v dokumentácií: 

a) identifikovať a vysvetliť hlavné príspevky k strate celistvosti ochrannej obálky jadrového 

reaktora (napr. zlyhanie izolácie, obtok, náhla strata celistvosti, javy spojené s produkciou 

vodíka, pretavenie šachty reaktora) a prislúchajúce zdrojové členy (množstvo 

rádioaktívnych látok uniknutých do okolia); 

b) vhodne zdokumentovať výpočet zdrojového člena; 

c) rozlišovať dôležité charakteristiky kategórií únikov ako je časová postupnosť, miesto, 

pomery v reaktore a hermetických priestoroch v súlade s definovaním stavov poškodenia 

JZ, vrátane vplyvu manažmentu havárie a činností na obnovu normálneho stavu; 

d) pre všetky kategórie únikov identifikovať zdroje neurčitostí frekvencie výskytu 

a zdrojového člena; 

e) vysvetliť vplyv hlavných predpokladov na výsledky PSA 2. úrovne. 

Výsledky rozvoja havárie sa odporúča prezentovať vo forme tabuľky, v ktorej je 

zaznamenaná podmienená pravdepodobnosť, s akou môže únik danej kategórie (t.j. druh 

zlyhania ochrannej obálky jadrového reaktora) nastať v rámci daného stavu poškodenia JZ. 

Okrem toho treba zaznamenať príspevok každej skupiny uvoľnených produktov štiepenia 

k celkovej frekvencii úniku. PSA má poskytnúť technické a racionálne zdôvodnenie postupu 

určenia kategórií uvoľňovaných produktov štiepenia. 

I-33

BNS I.4.2-2006 Poziadavky na studii PSA - Nuclear Regulatory ...

You also want an ePaper? Increase the reach of your titles

Delete template?

Save as template?