BNS I.4.2-2006 Poziadavky na studii PSA - Nuclear Regulatory ...
BNS I.4.2-2006 Poziadavky na studii PSA - Nuclear Regulatory ...
BNS I.4.2-2006 Poziadavky na studii PSA - Nuclear Regulatory ...
Create successful ePaper yourself
Turn your PDF publications into a flip-book with our unique Google optimized e-Paper software.
<strong>BNS</strong> I:4:2/<strong>2006</strong><br />
7.3.3 Spoľahlivostne orientovaná údržba<br />
Na základe skúseností zo zahraničia sa začí<strong>na</strong> aplikácia spoľahlivostne orientovanej<br />
údržby (ang. Reliability Centered Mainte<strong>na</strong>nce - RCM) aj pre jadrové bloky <strong>na</strong> Slovensku.<br />
Spoľahlivostne orientovaná údržba predstavuje systematický prístup pri vývoji a optimalizácii<br />
údržbového programu. Metodika RCM systematicky a logicky zohľadňuje jednotlivé<br />
systémy, podsystémy a funkcie prvkov, možné zlyhania jednotlivých funkcií, dôležitosť<br />
spojenú s funkciami a ich zlyhaním. Optimalizuje údržbu pomocou určenia priorít zdrojov pre<br />
zariadenia, ktoré sú dôležité z hľadiska bezpečnosti, dostupnosti a nákladov. Dosiahne sa tak<br />
väčšia efektívnosť vy<strong>na</strong>kladaných nákladov <strong>na</strong> údržbu, čo znižuje náklady <strong>na</strong> výrobu<br />
elektrickej energie bez vplyvu <strong>na</strong> bezpečnosť.<br />
7.3.4 Využitie informácie o riziku v rozhodovacom procese<br />
Podpora <strong>PSA</strong> pri riadení bezpečnosti JZ a jeho úloha v rozhodovacom procese je opísaná<br />
v bezpečnostnom návode ÚJD SR /45/.<br />
8 Odkazy<br />
/1/ Zákon NR SR č. 541/2004 Z. z. o mierovom využívaní jadrovej energie (atómový<br />
zákon) a o zmene a doplnení niektorých zákonov.<br />
/2/ Vyhláška ÚJD SR č. 58/<strong>2006</strong> Z. z., ktorou sa ustanovujú podrobnosti o rozsahu, obsahu<br />
a spôsobe vyhotovovania dokumentácie jadrových zariadení potrebnej k jednotlivým<br />
rozhodnutiam.<br />
/3/ Vyhláška ÚJD SR č. 49/<strong>2006</strong> Z. z. o periodickom hodnotení jadrovej bezpečnosti.<br />
/4/ Standard for <strong>PSA</strong> for NPP Applications, ASME RA-S-2002, An American Natio<strong>na</strong>l<br />
Standard, The American Society of Mechanical Engineers, Three Park Avenue, New<br />
York, April 2002.<br />
/5/ An Approach for Determining the Technical Adequacy of <strong>PSA</strong> Results for Riskinformed<br />
Activities, Draft <strong>Regulatory</strong> Guide, USNRC, November 2002.<br />
/6/ Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of <strong>Nuclear</strong> Power Plants<br />
(Level 1), Safety Series No. 50-P-4, IAEA, July 1992.<br />
/7/ Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of <strong>Nuclear</strong> Power Plants<br />
(Level 2), Safety Series No. 50-P-8, IAEA, May 1995.<br />
/8/ Treatment of Inter<strong>na</strong>l Fires in Probabilistic Safety Assessment for <strong>Nuclear</strong> Power<br />
Plants, IAEA-Safety Reports Series No. 10, November 1998.<br />
/9/ Probabilistic Safety Assessment for Seismic Events, TECDOC-724, October 1993.<br />
/10/ Human Reliability A<strong>na</strong>lysis in Probabilistic Safety Assessment for <strong>Nuclear</strong> Power<br />
Plants, Safety Series No. 50-P-10, IAEA, December 1995.<br />
/11/ NUREG/CR-2300, Probabilistic Risk A<strong>na</strong>lysis: Procedures Guide to the Performance of<br />
Probabilistic Risk Assessments for NPPs, January 1983.<br />
/12/ Individual Plant Exami<strong>na</strong>tion: Submittal Guidance, NUREG-1335, U.S. <strong>Nuclear</strong><br />
<strong>Regulatory</strong> Commission, August 1989.<br />
20