ГОСТ Р МЭК 60960-2021
НАЦИОНАЛЬНЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
СИСТЕМЫ ПРЕДСТАВЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ
Функциональные требования
Display systems for safety parameters of nuclear power stations. Functional requirements
ОКС 27.120.20
Дата введения 2022-09-01
1 ПОДГОТОВЛЕН Акционерным обществом "Русатом Автоматизированные системы управления" (АО "РАСУ") на основе официального перевода на русский язык англоязычной версии указанного в пункте 4 стандарта, который выполнен Всероссийским научно-исследовательским институтом стандартизации и сертификации в машиностроении (АНО "ВНИИНМАШ")
2 ВНЕСЕН Техническим комитетом по стандартизации ТК 322 "Атомная техника"
3 УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 20 октября 2021 г. N 1815-ст
4 Настоящий стандарт идентичен международному стандарту МЭК 60960:1988* "Функциональные требования к системам представления параметров безопасности для атомных станций (IEC 60960:1988 "Functional design criteria for a safety parameter display system for nuclear power stations", IDT).
________________
* Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым в тексте, можно получить, обратившись в Службу поддержки пользователей. - Примечание изготовителя базы данных.
Наименование настоящего стандарта изменено относительно наименования указанного международного стандарта для приведения в соответствие с ГОСТ Р 1.5-2012 (пункт 3.5).
Дополнительные сноски по тексту стандарта, выделенные курсивом, приведены для пояснения текста оригинала
5 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ
6 Положения настоящего стандарта действуют в целом в отношении атомных станций, сооружаемых по российским проектам за пределами Российской Федерации
Правила применения настоящего стандарта установлены в статье 26 Федерального закона от 29 июня 2015 г. N 162-ФЗ "О стандартизации в Российской Федерации". Информация об изменениях к настоящему стандарту публикуется в ежегодном (по состоянию на 1 января текущего года) информационном указателе "Национальные стандарты", а официальный текст изменений и поправок - в ежемесячном информационном указателе "Национальные стандарты". В случае пересмотра (замены) или отмены настоящего стандарта соответствующее уведомление будет опубликовано в ближайшем выпуске ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты". Соответствующая информация, уведомление и тексты размещаются также в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет (www.rst.gov.ru)
Настоящий стандарт определяет принципы функционального проектирования системы представления параметров безопасности (СППБ), предназначенной для компактного представления информации в помощь операторам атомной станции (АС), особенно при нарушениях режима нормальной эксплуатации. Системы, созданные на базе ЭВМ, используют для отображения основных параметров, связанных с фундаментальными функциями безопасности ядерных реакторов, такими как управление реактивностью, целостность системы охлаждения ядерного реактора, охлаждение активной зоны ядерного реактора и отвод тепла от первого контура, контроль радиоактивности и целостность контейнмента.
Настоящий стандарт распространяется только на принципы функционального проектирования и применим только для тех пунктов управления АС, которые не были спроектированы в соответствии со стандартом МЭК на проектирование пунктов управления.
_________________
МЭК 60964:2018 "Атомные станции. Пункты управления. Проектирование". В Российской Федерации действует ГОСТ Р МЭК 60964:2012 "Атомные станции. Пункты управления. Проектирование", идентичный МЭК 60964:2009.
СППБ состоит из средств измерения, средств отображения информации, аппаратных средств и программного обеспечения ЭВМ, образующих самостоятельную систему или являющихся частью информационной системы пункта управления.
2.1 Имеющиеся в пункте управления средства должны обеспечивать операторов информацией, необходимой для безопасной эксплуатации ядерного реактора в нормальных, переходных и аварийных режимах. СППБ используют в соответствии с лицензионными требованиями и, кроме того, она поддерживает и дополняет основные средства управления.
СППБ также может быть использована для устранения недостатков, выявленных в ходе оценки проекта пункта управления.
2.2 СППБ должна обеспечивать сжатое отображение наиболее важных параметров работы АС, помогающее персоналу пункта управления и, при необходимости, персоналу других помещений быстро и достоверно оценить соответствие уровня безопасности АС установленным критериям и/или требованиям. Для этих параметров должны быть установлены предельно допустимые (пороговые) значения.
Несмотря на то, что СППБ работает как в условиях нормальной эксплуатации, так и при нарушениях нормальной эксплуатации, ее основная цель и задача состоит в том, чтобы помочь персоналу пункта управления оценить состояние безопасности АС при возникновении аварий и предаварийных ситуаций и оценить необходимость принятия ответных мер со стороны операторов, направленных на избежание разрушения активной зоны или утечки радиоактивности. Это может оказаться особенно важным во время переходных процессов, в самой начальной фазе зарождения аварии, а также при протекании аварии.
2.3 СППБ следует размещать в удобном для персонала пункта управления месте (см. раздел 5). Система должна обеспечивать непрерывное отображение информации, необходимой для быстрой и достоверной оценки состояния безопасности АС.
2.4 Целесообразно проектировать СППБ достаточно гибкой, допускающей в дальнейшем внедрение передовых методов диагностики, а также методик и систем оценки состояния.
2.5 Представление дополнительной информации (например, ссылок на инструкции по эксплуатации, возможных тенденций развития ситуации и др.) следует рассматривать в качестве вспомогательного средства, дополняющего основную функцию СППБ.
3.1 Функциональные критерии при проектировании СППБ применимы к системам пунктов управления и средств реагирования на аварийные ситуации.
3.2 Проектируемая СППБ должна объединять минимальный набор параметров АС, позволяющий оценить состояние безопасности АС. Выбор и представление этих параметров должны давать возможность оператору своевременно оценить состояние АС, не прибегая к обзору всего пункта управления. Оценка, сделанная на основе данных от СППБ, должна подтверждаться другими показаниями пункта управления.
3.3 С момента обнаружения отклонения АС от нормального режима работы СППБ должна предоставлять информацию, облегчающую анализ и диагностику нарушения и его последствий, а также помогающую оператору в выборе наиболее эффективных ответных мер. При этом на дисплей может быть выведена ссылка на соответствующую инструкцию.
3.4 Различные аспекты проекта СППБ должны учитывать принципы эргономики и инженерной психологии, направленные на повышение эффективности работы персонала пункта управления. Применяемые принципы кодирования должны быть совместимы с принципами, используемыми в остальной части человеко-машинного интерфейса.
3.5 Критерии, относящиеся к отображению информации в СППБ
3.5.1 Средства отображения информации должны эффективно отслеживать переходные и аварийные процессы, а также следующие за ними события.
3.5.2 Должен быть предусмотрен верхний уровень отображения, назначением которого является представление текущего состояния АС и предупреждение операторов о существенных изменениях функций безопасности. Формат верхнего уровня отображения, представляющего общее состояние АС, должен быть настолько простой, насколько это возможно, и при этом включать в себя все необходимые функции, перечисленные в 3.5.3. Верхний уровень отображения должен использовать такие методы изображения и кодирования, которые помогают оператору воспроизвести в памяти информацию, необходимую для обнаружения и распознавания нарушения пределов безопасной эксплуатации, и порядок действий в аварийной ситуации.
3.5.3 Перечень основных функций безопасности, отображаемых на верхнем уровне, должен включать:
_________________
Возможно включение в перечень основных функций безопасности, отображаемых на верхнем уровне, функции поддержания остановленного ядерного реактора в подкритическом состоянии.
- управление реактивностью;
- охлаждение активной зоны ядерного реактора и отвод тепла от первого контура;
- целостность системы охлаждения ядерного реактора и оболочек тепловыделяющих элементов;
- контроль радиоактивности;