کاربرد روش PSA در ارزیابی ایمنی نیروگاه هسته ای

کاربرد روش PSA در ارزیابی ایمنی نیروگاه هسته ای

 

از زمان معرفی کامل اصول روش  PSA در سال 1975 ، این روش توسعه   یافته و در بسیاری از کشور های صاحب نیروگاه هسته ای  به اجرا در آمده است و به همراه روش های سنتی در بسیاری از کشور ها به کار می رود و دامنه ای وسیع ازتکنولوژی و کاربردهای  روش  PSA به وجود آمده است .

حتی در بسیاری از موارد اجرای این روش دیدگاهی عمیق تر و متعادل تر از ریسک های موجود در عملیات های یک نیروگاه هسته ای را نسبت به روش های سنتی در اختیار ما می گذارد . به هر حال این روش در کنار همه مزایای خود معایبی نیز دارد که شناخت دقیق آنها این امکان را به مدیریت نیروگاه ها می دهد تا بر پایه اطلاعاتی که این روش درباره ریسک های موجود در نیروگاه در اختیار آنان می گذارد فرآیند تصمیم گیری بهتری را طی نمایند .

اهميت ايمنی نيروگاه های هسته ای

ايمني نيروگاه هاي هسته اي يك مساله اساسي است, تمام فعاليت هاي يك نيروگاه اتمي بايد بوسيله قوانين ملي و بين المللي وارسي شوند تا از ايمن بودن سيستم مطمئن گرديم اين فعاليت ها شامل طراحي, ساخت , نصب , بهره برداري آزمايشي, بهره برداري تجاري , تعميرات و نگهداري, توسعه نيروگاه, ميزان تماس كارگران با اشعه, مديريت پسماندهاي هسته اي و برچيدن نيروگاه مي شوند.

وقتي صحبت از ايمني نيروگاه هاي هسته اي مي شود به نظر مي رسد مهمترين چالشي كه با آن روبه رو مي گرديم عدم وجود تجارب عملياتي در زمينه حوادثي است كه ممكن است در يك نيروگاه اتمي روي دهد زيرا تعداد حوادث جدي روي داده در نيروگاه هاي هسته اي در سرتاسر جهان بسيار كم مي باشد كه اين خود از مزاياي استفاده از اين انرژي است ولي در زمينه درس گرفتن از حوادث قبلي براي متخصصان ايمني نيروگاه ها مشكل بزرگي فراهم مي كند در اينجاست كه يك متخصص ايمني در نيروگاه هسته اي به روش هاي ذهن گرايانه روي مي آورد و احتمال وقوع حوادثي را بررسي مي كند كه تاكنون روي نداده اند از طرفي شدت حوادثي كه ممكن است در يك نيروگاه هسته اي روي دهند مي تواند بسيار زياد بوده و تبعات زياد و جبران ناپذيري به لحاظ انساني, زيست محيطي, اقتصادي و حتي سياسي به دنبال داشته باشد و اين خود لزوم داشتن رويكردي پيشگيرانه را در زمينه ايمني نيروگاه هاي هسته اي ثابت مي كند

روش های مختلف برای ارزیابی ایمنی نیروگاه های هسته ای

همانطور که ذکر گردید در ارزیابی ایمنی نیروگاه های هسته ای باید رویکردهای پیشگیرانه اتخاذ گردد که لازمه این امر استفاده از روش ها و متدهای مناسب می باشد ، در این زمینه می توان به متدهای زیر اشاره کرد :

Preliminary Hazard Analysis) PHA)

این تکنیک برای اولین بار در اوایل دهه 50 میلادی در ایالات متحده آمریکا برای تجزیه و تحلیل ایمنی نوع خاصی از موشک ها بکار گرفته شد . این روش توسط صنایع هوانوردی این کشور بصورت قانونمند درآمده  و بوسیله شرکت بوئینگ تحت نام فعلی نامگذاری شد، پس از این کاربرد ایت تکنیک به صنایع مختلف منجمله صنایع شیمیایی ، هسته ای و غیره گسترش یافت این تکنیک یک روش تجزیه و تحلیل ایمنی سیستم بوده که برای ارزیابی و مستندسازی ریسک خطرات سیستم های جدید و یا تغییر یافته بکار می رود و عبارت است از تجزیه و تحلیل و ارزیابی گروه مخاطرات عمومی در سیستم و ارائه توصیه و پیشنهاداتی در جهت کنترل آنها .

Fault Tree Analysis) FTA)

این روش برای اولین بار در سال 62 – 1961 در آزمایشگاه های تلفن بل بوجود آمد و سپس توسط آقای “واتسون” جهت تعیین و بهبود قابلیت اطمینان سیستم کنترل موشک های قاره پیما توسعه یافت ، اولین مقاله درباره آن در سال 1965 در سمپوزیوم ایمنی سیستم ها که توسط دانشگاه واشنگتن و شرکت بوئینگ برپا شده بود ارائه گردید. از سال 1965 استفاده ازاین تکنیک به صنایع مختلف نظیر هوافضا، هسته ای، شیمیایی و غیره گسترش یافت و از آن به طور گسترده ای جهت تجزیه و تحلیل قابلیت اطمینان، قابلیت دسترسی و ایمنی سیستم ها استفاده شد . این تکنیک به عنوان یکی از قویترین ابزارهای تجزیه و تحلیل فرآیند ایمنی سیستم بویژه در هنگام ارزیابی سیستم های بسیار پیچیده و دقیق محسوب می شود

Failure Mode and Effect Analysis) FM&EA)

که امروزه یکی از آشناترین تکنیک های تجزیه و تحلیل ایمنی سیستم هاست برای اولین بار در اواخر دهه 1950 میلادی بوسیله مهندسین جهت ارزیابی ایمنی سیستم های نظامی پایه گذاری شد ، بعد از آن استفاده از این روش به سرعت گسترش یافت بطوریکه در ایالات متحده آمریکا و فرانسه از آن به ترتیب برای ارزیابی ایمنی هواپیماهای ایرباس و کنکورد استفاده شد، بدنبال حادثه تری مایلند کاربرد این تکنیک به ارزیابی ایمنی صنایع هسته ای نیز توسعه یافت. این تکنیک که اساسا یک تجزیه و تحلیل کیفی است سیستم یا زیرسیستم ها را برای شناسایی نقص های احتمالی کلیه اجزای آن برسی کرده و تلاش می کند اثرات نقص های احتمالی را بر روی بقیه بخش های سیستم ارزیابی کند .

Probabilistic Safety Assessment) PSA)

(پی.اس.ای) سبب شده است تا بسیار خوب و در سطح بالایی از ایمن بودن نیروگاه های هسته ای مطمئن شویم. بوسیله (پی. اس. ای) می توان یک نیروگاه اتمی را به همراه تجهیزات و سیستم های ایمنی آن به تمامیت مورد تجزیه و تحلیل قرار داد. چنین تجزیه و تحلیلی را می توان در فرآیندها و مکانیزم ها و برهم کنش های ممکن بین سیستم های نیروگاه اتمی برای نیروگاه های موجود با سابقه عملیاتی و نیز نیروگاه هایی که هنوز در فاز طراحی هستند اجرا کرد. ریسک عملیات های مختلف در یک نیروگاه اتمی توسط (پی.اس.ای) اندازه گیری می شود. کارکرد ایمنی در جلوگیری و کاهش حوادث، همچنین سیستم های ضروری برای استقرار ایمنی توسط این روش تجزیه و تحلیل می شود. ( پی.اس.ای) هر دو فاز طراحی نیروگاه اتمی و مدیریت ایمنی و کنترل نیروگاه را در طول عمر خدمات دهی آن پوشش می دهد.

نقش PSA در مدیریت ایمنی نیروگاه اتمی

در تجزیه و تحلیل PSA یک نیروگاه اتمی ریسکهای عملیاتی نیروگاه به صورت مقادیر مختلف عددی مربوط به سطوح مختلف آسیب نیروگاه بیان می شود مثلا فراوانی آسیب هست یا ریسک زیست محیطی یا اجتماعی آن.

تجزیه و تحلیلی که صورت می گیرد از یک رویکرد سیستماتیک و منطقی که استفاده از ارزیابی های واقع بینانه عملکرد تجهیزات و پرسنل را به عنوان پایه ای برای محاسبات می سازد استفاده می کند . این روش در بنیاد خود دارای این پتانسیل است که یک فهمی از ریسک های ذاتی عملیات نیروگاهی را در دامنه وسیعتری از شرایط نسبت به روش های سنتی قطعی فراهم آورد .

تصمیماتی که بر پایه تجزیه تحلیل های سنتی قطعی استوار بودند همیشه برای کاهش ریسک های نیروگاه مناسب نبودند.

با استفاده از PSA که دامنه وسیعتری از خطاهای موجود در نیروگاه را در پیش روی مدیریت قرار می دهد و به مدیریت یک نگاه یکپارچه نسبت به تمام سیستم می دهد تا تصمیماتی دقیق تر اتخاذ شوند. این روش در کل، یک ابزار سودمند برای مدیریت ایمنی نیروگاه می باشد که می تواند سطح ایمنی آن را با فراهم کردن اطلاعاتی که به کمک ارزیابی های محدود مجموعه رویدادهایی که از طراحی ناشی می شوند قابل دسترس نیست بالا می برد.

ظرفیت ها و محدودیت های روش PSA

برای رسیدن به اهداف زیر ما را یاری می کند:  در عمل PSA

1. شناسایی و تعیین ترکیب رویدادهایی که ممکن است منجر به بروز حادثه شدید گردند.
2. ارزیابی احتمالی قابل قبول روی دادن هریک از ترکیب های اتفاقات
3. ارزیابی پیامدها

برای انجام وظایف بالا روش PSA اطلاعاتی درباره طراحی نیروگاه، چگونگی انجام عملیات، تاریخچه عملیاتی، ارتباط اجزاء، رفتار پرسنل، حوادث و در روش های گسترده تر تاثیرات بالقوه بهداشتی و زیست محیطی جمع آوری می کند. این رویکرد به شناسایی کامل رخدادهای ناگوار ممکن، نافرمانی و آسیب پذیری نیروگاه و فراهم کردن یک تصویر متعادل از مفهوم ایمنی در طیف گسترده ای از مباحث شامل عدم قطعیت نتایج عددی کمک کند.

سطوح مختلف روش PSA 

سطح یک :

در سطح یک مراحل حوادثی که منجر به آسیب هسته می شوند و احتمالات آنها را شناسایی خواهیم کرد.

PSA باید به گونه ای مستند سازی شود که حداقل موضوعات زیر را بتوان از فرضیات تا نتایج نهایی رد یابی کرد:

• تشریح کلی نیروگاه
• تعیین ، توصیف ، رده بندی و تخمین فراوانی رویدادهای اولیه
• ملاکهای موفق برای ایمنی و سیستم های حمایتی ، و توصیف روش های ارزیابی فیزیکی که برای تعیین آنها استفاده می شوند .
• درخت های رویداد برای هریک از گروه های رویداد اولیه
• توصیف مراحل حادثه و روال هایی که برای تعیین آنها استفاده می شوند
• تجزیه و تحلیل قابلیت اطمینان به انسان
• تجزیه و تحلیل وابستگی و علل عمومی نقص ها
• تجزیه و تحلیل درخت خطا شامل توصیف سیستم ها و ظایف
• داده های قابل اطمینان شامل قضاوت کارشناسی و دلایل ضروری
• سنجش های معتبر برای رویدادها و سیستم های بنیادی
• تجزیه و تحلیل عدم قطعیت
• نتایج و ارزیابی آنها به همراه نتیجه گیری

رویدادهایی مانند نقص های داخلی ، اختلالات و خطاها، حریق ها، سیل ها، شرابط بد آب و هوایی، زلزله و دیگر رخدادهای خارجی و رویدادهایی که آغازگر آنها انسان است بایستی با آنها مانند رویدادهای اولیه رفتار کرد.

سطح دو مقدار، احتمال و زمان بندی آزاد شدن مواد رادیواکتیو را از سد نفوذ تعیین خواهد کرد. ارزیابی بایستی نشتی ، آسیب و انتشار کنترل شده ذرات رادیواکتیو را تحت پوش قرار دهد . سطح دو موضوعات زیر را معرفی خواهد کرد :

• وجه مشترک بین سطح یک و دو
• درخت های رویداد سد نفوذ
• تجزیه و تحلیل برهم کنش های میان سیستم های ایمنی و فرآیندهایی که جانشین سد نفوذ در هنگام حادثه می گردند .
• تجزیه و تحلیل قابلیت اطمینان سیستم هایی که برای مدیریت حوادث شدید استفاده می شوند .
• تخمین میزان انتشار مواد رادیواکتیو از هسته یک راکتور آسیب دیده به سد نفوذ
• تخمین میزان ، کیفیت و زمانبندی انتشار موادرادیواکتیو متفاوت به محیط
• ارزیابی تناسب و کارایی استراتژی های مدیریت حوادث و تعادل بین سیستم ها
• نظرات کارشناسان
• نتایج ارزیابی های کارشناسان

در سطح دو موارد زیر بایستی همراه با موارد دیگر آنالیز شود :

• نشت کردن سد نفوذ به دلیل وجود نقص در ایزوله کردن آن ، شکستگی لوله های ژنراتور بخار
• تاثیر نیروهای فعل و انفعال و پرتابه در حین فازهای مختلف حوادث خصوصا در انفجار مخزن راکتر و دیگر آسیب ها به مدار اولیه
• میزان و زمان بندی گسترش هیدروژن در مراحل حوادث متعدد و پخش و گسترش هیدروژن در سد نفوذ و احتمال و اثر حریق هیدروژن
• سوراخ شدن توسط بخار و انفجار بخار به دلیل برهم کنش های میان بشره ذوب و سردکننده
• فاکتورهایی که یکپارچگی مدار اولیه را به خطر می اندازد .
• افزایش شدید فشار در سد نفوذ بدلیل آسیب در مدار اولیه ، احتراق هیدروژن یا برهم کنش های میان بشره ذوب و خنک کننده

رشد کم فشار در سد نفوذ بدلیل کم شدن دما یا تولید گازهایی که فشرده نمی شوند

رویکرد اصلی تجزیه و تحلیل سطح 2 در مطالعات صورت گرفته عبارتند از:

-تعریف شرایط اولیه بوسیله انجام سطح 1

توسعه درخت های رویداد:

درختهای رویداد سد نفوذ (Containment event trees (CET و درخت های رویداد پیشرفت حادثه (Accident progression event trees (APET

APET گام های توسعه

• مجموعه ای از سوالات درباره رویدادهای ممکن به وجود آورید
• ساختاری منطقی برای شکل دادن به درخت طراحی کنید
• درباره رویدادها و پدیده هایی که باید شامل شوند تصمیم بگیرید
• کمیت هایی را که بر احتمالات شاخه ای تاثیر می گذارند انتخاب کنید
• وارستگی میان سوالات را تجزیه و تحلیل کنید
• هماهنگی میان روش ها را با توجه به واقعیات فیزیکی دوره کنید
• شناسایی ریسک های مهم ولی همراه با عدم قطعیت برای ارائه به کارشناسان

سطح سه پی اس ای از نتایج سطح دو آغاز می شود علاوه بر جنبه هایی که در سطح دو تجزیه و تحلیل می شوند، سطح سه پخش رادیونوکلوئیدها را در محیط زیست مجاور و اثرات بالقوه بهداشتی آن را بر سلامت عمومی  وتاثیرات زیست محیطی آن را تجزیه و تحلیل می کند .

منابع داده ها

رویکرد عمومی در پی اس ای این است که مجموعه ای ازمقدمات را تعریف می کند که ایمنی نیروگاه را به چالش می کشد و سپس برای استنتاج احتمال توالی رویدادهایی را که فراتر از بنیاد طراحی منجر به پیامدهایی غیر قابل قبول می گردند، از یک مدل ( حاوی جزئیات ) نیروگاه ، احتمالات اولیه و قابلیت اطمینان اجزاء استفاده می کند. داده های مورد نیاز به قابلیت اطمینان اجزاء، سیستم ها و اقدامات کاربر بستگی دارد . یک دیدگاه استفاده از پایگاه داده است تا تمام داده های مقتضی را یکجا خلاصه کند. بعضی از داده ها از نیروگاه هایی با شرایط عملیاتی متفاوت و اجزایی متفاوت به لحاظ طراحی می باشد.

یک رویکرد مرجع استفاده از اطلاعاتی بر پایه تجربیات مستقیم عملیاتی یک نیروگاه خاص برای برآورد احتمالات اولیه و نقص های احتمالی سیستم است.

در عمل یک و یا ترکیبی از هر دو رویکرد استفاده می شود .

نوع تجزیه و تحلیل

به طور ایده آل 2 نوع پی اس ای ممکن است مشاهده شود:

در نوع اول تجزیه و تحلیل (Posterior Analysis)، به نیروگاه های موجود با سابقه عملیاتی آنها ارجاع می کند. این نوع برپایه تجارب قبلی عملیاتی استوار است .

نوع دوم تجزیه و تحلیل (Prior Analysis) مربوط به نیرگاه هایی است که هیچ گونه سابقه عملیاتی ندارند (یک پروژه بر روی کاغذ و یا در مراحل اولیه هستند) در این نوع یک پیش بینی برای مدتی در آینده صورت می گیرد، و پایگاههای داده و مدل های عمومی اطلاعات پایه را برای مطالعه فراهم می کنند.

محسنات اجرای روش PSA

موفقیت این روش در شناسایی نقاط آسیب پذیر و بهبودهای ممکن در ایمنی نیروگاه اغلب مربوط به فرآیندی است که در چنین پژوهش هایی طی می شود. فرآیندی که طی می شود فرصت تازه ای برای پیدا کردن نقایص ایمنی ، و ترغیب پرسنل برای کمک به بهبود ایمنی نیروگاه بوسیله بازنگری دقیق دامنه گسترده ای از نقص های سیستم فراهم می آورد. این نگاه مستقل فنی به سیستم از جمله مهمترین مزایای این روش می باشد. لازم به ذکر است که این مزیت نیاز به یک روش پرسش گرایانه در قسمتی که تجزیه و تحلیل می شود دارد.

پی اس ای سودمندی خود را در موارد زیر ثابت کرده است:

• ارزیابی کامل و متعادل بودن طرح ( نیروگاه جدید ) به لحاظ ایمنی
• ارزیابی اصلاح طرح و روال ها از نقطه نظر ایمنی
• ارزیابی مدیریت و سیاست های اجرایی
• کمک به مدیریت نیروگاه در استقرار سیستم تعمیرات و تست موثر
• آموزش کارکنان
• کمک به فرآیند تصمیم گیری
• ارزیابی استراتژی مدیریت حوادث
• راهنمایی برای بهبود مشخصات تکنیکی
• کنترل سیستماتیک سطح ایمنی
• اولویت بندی تحقیقات آینده برای شناسایی نواحی که اطلاعات کمتری در مورد آنها داریم
• کمک به توسعه مفاهیم راکتورهای جدید

 محدودیت های PSA

بی اعتنا به مزایای این روش، پی اس ای محدودیت هایی هم دارد. این محدودیت ها باید هنگام تصمیم گیری به کمک این روش در نظر گرفته شوند. این محدودیت ها عبارتند از :

• وابستگی صحت و درستی این روش به طراحی نیروگاه
• عدم قطعیت شامل عدم قطعیت اطلاعات و توانایی محدود در مدل سازی
• محدودیت دامنه بررسی
• فاکتورهای انسانی
• نقص های با علت مشترک
• نادیده گرفتن رخدادهای با احتمال کم
• ترکیب کردن خطرات داخلی و خارجی نیروگاه
• برهم کنش های میان طراحان نیروگاه و کاربران آن و تیم اجرای

توسعه بیشتر روش PSA

احتیاطاتی که امروزه در استفاده ازاین روش ضروری به نظر می رسند مربوط به در دسترس بودن و کیفیت داده ها و اختصاص دادن مدل هایی برای کیفیت و تکمیل تجزیه و تحلیل می باشد .برای بهبود در تمام زمینه ها ممکن است جنبه های زیر در این مورد مهم به نظر آیند:

• داده های نیروگاه
• مدل های توسعه حادثه
• شرایط در هنگامی که نیروگاه خاموش است
• فاکتور های انسانی
• نقص های با علت مشترک
• رسیدگی به رویدادهای وابسته به زمان

دستورالعملی برای ارائه و تفسیر نتایج PSA 

فهم روش پیچیده پی اس ای برای افراد غیر متخصص بسیار سخت است و یافته ها ممکن است به آسانی بد درک شوند. بنابراین ارائه نتایج این روش بایستی تا آنجا که ممکن است شفاف باشد. ارائه نتایج باید شامل عدم قطعیت ها، دامنه و میزان پوشش روش، فرآیند بازبینی و راهنمایی برای استفاده از روش باشد. برآورد عدم قطعیت ها می تواند در میان یافته های مهم این روش باشد. بنابراین بیان کردن وابستگی عدم قطعیت ها به موضوعات فنی و حساسیت های نتایج به فهم ناقص از آنها منطقی به نظر می رسد.

نتیجه گیری

نیروگاه های اتمی برای نیازهای خاصی طراحی می شوند. از بسیاری از ارزیابی های پی اس ای که هم اکنون در نیروگاه های موجود و طرح های نیروگاهی پیشنهادی در حال انجام هستند درس های بسیار زیادی آموخته می شود، به طوریکه دانش ما را در زمینه ظرفیت ها و محدودیت های این روش روز به روز افزایش می دهد.

هم اکنون می توان گفت پی اس ای به درجه ای از بلوغ رسیده است که فهم گسترده و عمیقی در مورد آن وجود دارد. به هر حال محدو دیت های منطقی و دامنه عدم قطعیت هایی را شامل می شود که باید آن را به حساب تفسیر و استفاده از نتایج آن گذارد.

استفاده از پی اس ای به منظور استقرار ملاک های مورد پذیرش بسیار سخت است. در روش هایی که درپی اس ای استفاده می شوند تفاوت هایی وجود دارد و نیازی واقعی برای بهبود روش ها وجود دارد.

زمینه هایی مهمی وجود دارند که نیاز به تلاش بیشتری برای روش شناسی آنها وجود دارند که شامل فاکتورهای انسانی ، نقص های با علت مشترک ، تجزیه و تحلیل خطرات می گردند . همچنین بایستی تلاش بیشتری به منظور گسترش این روش به مواردی مانند شناسایی موضوعات مناسب برای تحقیق ، و آموزش پرسنل صورت گیرد.

 

حتما بخوانید:

⇐ مدیریت بحران در سوانح هسته ای و پرتوی

⇐ سوانح در تاسیسات هسته ای و راه های مقابله با آن

⇐ ایمنی در راکتورهای هسته ای

⇐ ارزیابی ایمنی در نیروگاه هسته ای