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 ...
You also want an ePaper? Increase the reach of your titles
YUMPU automatically turns print PDFs into web optimized ePapers that Google loves.
<strong>BNS</strong> <strong>I.4.2</strong>/<strong>2006</strong><br />
(<strong>na</strong>pr. konfigurácia jadrového bloku, prevádzkové predpisy, prevádzkové skúsenosti).<br />
Kontrolou kritických rezov (domi<strong>na</strong>ntných aj menej domi<strong>na</strong>ntných) treba overiť, či majú rezy<br />
logický zmysel.<br />
Identifikujú sa predpoklady modelovania, ktoré <strong>na</strong>jviac ovplyvňujú výsledky. Treba<br />
preskúmať, či sa môžu vyskytnúť aj iné ako modelované podmienky a ako to môže ovplyvniť<br />
kritériá úspešnosti alebo iné predpoklady. Overuje sa zhoda modelovaných ľudských zásahov<br />
s prevádzkovými predpismi bloku a s rozsahom podmienok, ktoré by mohli vzniknúť<br />
v a<strong>na</strong>lyzovaných havarijných reťazcoch.<br />
Výsledky kvantifikácie <strong>PSA</strong> je vhodné porov<strong>na</strong>ť s výsledkami a<strong>na</strong>lýzy podobných JZ,<br />
identifikovať a zdôvodniť výz<strong>na</strong>mné odlišnosti.<br />
I.7.2.5 A<strong>na</strong>lýza neurčitosti, a<strong>na</strong>lýza citlivosti<br />
Treba identifikovať hlavné zdroje neurčitostí modelu a vplyv týchto neurčitostí <strong>na</strong><br />
výsledky. Kontrolujú sa neurčitosti modelu, ktoré sú charakterizované pravdepodobnostným<br />
rozdelením a šíria sa v celom modeli.<br />
A<strong>na</strong>lýza citlivosti hodnotí vplyv predpokladov modelovania a okrajových podmienok<br />
(hodnôt údajov) <strong>na</strong> výsledky. Kontrolujú sa jednotlivé predpoklady a ich logické kombinácie.<br />
I.7.2.6 Dokumentácia kvantifikácie<br />
Postup kvantifikácie modelu treba zdokumentovať. Dokumentácia obsahuje <strong>na</strong>jmä:<br />
a) číselné výsledky vrátane ich grafickej prezentácie;<br />
b) minimálne kritické rezy pre frekvenciu poškodenia jadrového paliva;<br />
c) popis postupu kvantifikácie vrátane započítania úspešných zásahov systémov, použitých<br />
limitných hodnôt a úprav minimálnych kritických rezov za účelom zohľadnenia závislostí<br />
ľudských zásahov v týchto rezoch;<br />
d) postup a výsledky stanovenia limitnej hodnoty <strong>na</strong> vylúčenie kritických rezov pre celkovú<br />
kvantifikáciu a dokazovanie, že výsledky konvergujú k stabilnej hodnote;<br />
e) celkovú frekvenciu poškodenia jadrového paliva a príspevky od jednotlivých iniciačných<br />
udalostí a havarijných reťazcov;<br />
f) domi<strong>na</strong>ntné iniciačné udalosti, havarijné reťazce, systémy, prvky a zásahy prevádzkového<br />
personálu , ktoré prispievajú k frekvencii poškodenia jadrového paliva;<br />
g) výsledky a<strong>na</strong>lýzy citlivosti;<br />
h) výsledky a<strong>na</strong>lýzy neurčitosti celkovej frekvencie poškodenia jadrového paliva;<br />
i) výsledky a<strong>na</strong>lýzy dôležitosti;<br />
j) zoz<strong>na</strong>m vzájomne sa vylučujúcich udalostí vylúčených z výsledných kritických rezov<br />
a princípy tohto vylúčenia;<br />
k) predpoklady použité pri kvantifikácii a ohodnotenie výz<strong>na</strong>mu dôležitých predpokladov<br />
z hľadiska výsledkov.<br />
V prehľade výsledkov <strong>PSA</strong> treba vysvetliť hlavné príspevky k frekvencii poškodenia<br />
jadrového paliva. Detailne treba vysvetliť aj domi<strong>na</strong>ntné havarijné reťazce alebo funkčné<br />
skupiny zlyhania.<br />
I-21