ДСТУ IEC 62385:2015 Атомные электростанции. Информационные и управленческие системы, важные для безопасности. Методы оценивания рабочих характеристик измерительных каналов системы безопасности (IEC 62385:2007...

НАЦІОНАЛЬНИЙ СТАНДАРТ УКРАЇНИ

Атомні електростанції
ІНФОРМАЦІЙНІ ТА КЕРУВАЛЬНІ СИСТЕМИ, ВАЖЛИВІ ДЛЯ БЕЗПЕКИ
Методи оцінювання робочих характеристик вимірювальних каналів системи безпеки

(ІЕС 62385:2007, IDТ)
ДСТУ ІЕС 62385:2015

Київ
   
(ДП «УкрНДНЦ»)
2016

ПЕРЕДМОВА

1 ВНЕСЕНО: Державне підприємство «Державний центр регулювання якості поставок та послуг» (ДП «Держцентрякості»)

ПЕРЕКЛАД І НАУКОВО-ТЕХНІЧНЕ РЕДАГУВАННЯ: О. Кутовий (науковий керівник), 1. Яцевський, І. Гуцол

2 НАДАНО ЧИННОСТІ: наказ    
(ДП «УкрНДНЦ») від 22 червня 2015 р, № 61 з 2016-07-01

3 Національний стандарт відповідає ІЕС 62385:2007 Nuclear power plants — Instrumentation and control important to safety — Methods for assessing the performance of safety system instrument channels (Інформаційні та керувальні системи, важливі для безпеки. Методи оцінювання робочих характеристик вимірювальних каналів системи безпеки)

Ступінь відповідності — ідентичний (IDT)

Переклад з англійської (еn)

4 УВЕДЕНО ВПЕРШЕ

ЗМІСТ

Національний вступ

Вступ

1 Сфера застосування

2 Нормативні посилання

3 Терміни та визначення понять

4 Вимоги до перевірення робочих характеристик технологічної контрольно-вимірювальної апаратури

5 Технічні засоби для верифікації робочих характеристик вимірювальної апаратури

6 Методи верифікації калібрування вимірювальної апаратури

7 Методи випробування часу реагування

8 Оперативне виявлення закупорення та порожнеч у трубопроводі вимірювання тиску

9 Верифікація робочих характеристик нейтронних детекторів

Додаток А Взаємне калібрування/взаємна валідація термоперетворювача опору

Додаток В Оперативне контролювання калібрування

Додаток С Методи випробування часу реагування для давачів тиску та нейтронних детекторів

Додаток Р Методи випробування часу реагування для термоперетворювача опору

НАЦІОНАЛЬНИЙ ВСТУП

Цей стандарт є письмовий переклад ІЕС 62385:2007 Nuclear power plants — Instrumentation and control important to safety — Methods for assessing the performance of safety system instrument channels (Інформаційні та керувальні системи, важливі для безпеки. Методи оцінювання робочих характеристик вимірювальних каналів системи безпеки).

Технічний комітет, відповідальний за цей стандарт, — ТК 79 «Атомна енергія».

Стандарт містить вимоги, які відповідають чинному законодавству України.

До стандарту внесено такі редакційні зміни:

— структурні елементи цього стандарту: «Титульний аркуш», «Передмова», «Національний вступ», «Зміст», першу сторінку, «Терміни та визначення понять» і «Бібліографічні дані» — оформ­лено згідно з вимогами національної стандартизації;

— слова «Міжнародний стандарт» замінено на «Цей стандарт»;

— замінено познаки одиниць фізичних величин згідно із серією стандартів ДСТУ 3651-97;

— у розділі 2 та «Бібліографії» наведено «Національне пояснення», виділене в тексті рамкою.

Копії нормативних документів, на які є посилання в цьому стандарті, можна замовити в Націо­нальному фонді нормативних документів.

ВСТУП до ІЕС 62385:2007

a) Технічна база, основні питання та структура стандарту

Цей стандарт установлює методи випробування вимірювальних каналів системи безпеки на атомних станціях для підтвердження відповідності специфікаціям відносно похибки, часу реа­гування та інших робочих характеристик. Цей стандарт поширюється на вимірювальні прилади, первинні перетворювачі яких вимірюють температуру, тиск, перепад тиску, рівень рідини, витрату та густину потоку нейтронів. Цей стандарт поширюється на методи випробування, які можна за­стосовувати, якщо станція перебуває в робочому положенні, без потреби в доступі до захисної оболонки реактора чи у фізичному доступі до вимірювальних приладів.

b) Положення цього стандарту в структурі серії стандартів SC 45А

ІЕС 62385 — документ третього рівня серії стандартів SC 45А, який поширюється на проблеми методів оцінювання робочих характеристик вимірювальних каналів систем безпеки.

Докладніший опис структури серії стандартів SC 45А наведено в переліку d) цього вступу.

c) Рекомендації та обмеження щодо застосування стандарту

Основний інтерес цей стандарт становить для атомних енергетичних компаній, які вико­ристовують оперативні випробування робочих характеристик; постачальників, які розробляють і встановлюють такі системи безпеки; та контрольно-наглядових органів, зацікавлених у досягненні задокументованого консенсусу в промисловості на основі успішного практичного використання. Ці користувачі можуть одержати переваги від обізнаності щодо методів і практик, які експерти ІЕС вважають відповідними та від зниження витрат пов’язаних зі стандартизуванням методів і практик.

d) Опис структури серії стандартів ІЕС SC 45А та їхнього зв’язку з іншими стандартами ІЕС та стандартами інших організацій (МАГАТЕ, ISO)

Стандарт вищого рівня в серії стандартів ІЕС SC 45А— ІЕС 61513. Він містить загальні вимоги до устатковання й інформаційних та керувальних систем, що виконують функції, важливі для безпеки на атомних електростанціях. ІЕС 61513 формує структуру серії стандартів ІЕС SC 45А.

В ІЕС 61513 є безпосередні посилання на інші стандарти серії ІЕС SC 45А із загальних питань, пов’язаних із категоризацією функцій та класифікацією систем, класифікацією, поділом систем, захистом від відмов із загальної причини, аспектами програмного та технічного забезпечення комп’ютерних систем і проектуванням пунктів керування. Стандарти другого рівня, на які є поси­лання, треба розглядати разом з ІЕС 61513 як узгоджений комплект документів.

На третьому рівні — стандарти серії ІЕС SC 45А, на які немає прямих посилань в ІЕС 61513, — це стандарти, пов’язані з певним устаткованням, технічними методами чи певною діяльністю. Зазвичай стандарти цього рівня, у яких є посилання на документи другого рівня за загальними темами, можна застосовувати окремо.

Четвертий рівень серії стандартів ІЕС SC 45А— це Технічні Звіти, які не є нормативними до­кументами.

ІЕС 61513 розроблено у форматі викладення, подібному до основної публікації з безпеки ІЕС 61508, він містить повну схему життєвого циклу безпеки та структуру життєвого циклу системи, а також надає витлумачення основних вимог, викладених в ІЕС 61508-1, ІЕС 61508-2 та ІЕС 61508-4 стосовно ядерної галузі. Відповідність вимогам ІЕС 61513 полегшить виконання вимог, викладе­них в ІЕС 61508, оскільки їх витлумачено для ядерної промисловості. У цій структурі ІЕС 60880 та ІЕС 62138 відповідають ІЕС 61508-3 стосовно аспектів програмного забезпечення в ядерній галузі.

ІЕС 61513 містить посилання на документи ІБО та МАГАТЕ бО-С-ОА (наразі змінено на МАГАТЕ 50-С/БС-0) із питань, пов’язаних із забезпеченням якості (ЗЯ).

Серія стандартів ІЕС БС 45А послідовно впроваджує та конкретизує принципи й основні аспекти щодо безпеки, передбачені в принципах із безпеки атомних електростанцій МАГАТЕ й інших документах із безпеки МАГАТЕ, зокрема у Вимогах МБ-Р-І, які встановлюють вимоги щодо безпеки під час проектування атомних електростанцій, і Настанові з безпеки N8-0-1.3, де розглянуто інформаційні та керувальні системи, важливі для безпеки на атомних електростанціях. Терміни та визначення, ужиті в стандартах серії БС 45А, узгоджено з термінами та визначеннями, ужитими в документах МАГАТЕ.

НАЦІОНАЛЬНИЙ СТАНДАРТ УКРАЇНИ

АТОМНІ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЇ
ІНФОРМАЦІЙНІ ТА КЕРУВАЛЬНІ СИСТЕМИ, ВАЖЛИВІ ДЛЯ БЕЗПЕКИ
Методи оцінювання робочих характеристик вимірювальних каналів системи безпеки

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
ИНФОРМАЦИОННЫЕ И УПРАВЛЕНЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ, ВАЖНЫЕ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ
Методы оценивания рабочих характеристик измерительных каналов системы безопасности

NUCLEAR POWER PLANTS
INSTRUMENTATION AND CONTROL IMPORTANT TO SAFETY
Methods for assessing the performance of safety system instrument channels

Чинний від 2016-07-01

1 СФЕРА ЗАСТОСУВАННЯ

У цьому стандарті встановлено вимоги до демонстрування прийнятних робочих характеристик вимірювальних каналів систем безпеки за допомогою випробування часу реагування, верифікації калібрування й інших засобів. Ці самі вимоги можна прийняти для демонстрування прийнятності робочих характеристик систем, не пов’язаних із безпекою й інших вимірювальних каналів. У цьому стандарті наведено основні теми, у додатках наведено додаткову інформацію. Також у додатках наведено вибіркову сукупність доступних методів, винятково довідкового характеру.

Методи, описані в цьому стандарті, застосовують для перевірення калібрування вимірю­вального приладу стосовно точності та часу реагування.

Цей стандарт поширюється на прямі методи, застосовувані для виконання калібрування в межах визначених допусків, та непрямі методи для встановлення прямого калібрування. Засто­сування непрямих методів передбачає триваліші проміжки часу між регулярними прямими калібруваннями.

2 НОРМАТИВНІ ПОСИЛАННЯ

Наведені нижче нормативні документи містять положення, які через посилання в цьому тексті становлять положення цього стандарту. У разі датованих посилань застосовують тільки наведені видання. У разі недатованих посилань треба користуватись останнім виданням нормативних до­кументів (разом зі змінами).

ІЕС 61224:1993 Nuclear reactors — Response time in resistance temperature detectors (RTD) — In-situ measurements

ІЕС 62397 Nuclear power plants — Instrumentation and control important for safety — Resistance Temperature Detectors.

НАЦІОНАЛЬНЕ ПОЯСНЕННЯ

ІЕС 61224:1993 Ядерні реактори. Час реагування термоперетворювачів опору. Натурні вимі­рювання

ІЕС 62397 Атомні станції. Інформаційні та керувальні системи, важливі для безпеки. Термо­перетворювачі опору.

3 ТЕРМІНИ ТА ВИЗНАЧЕННЯ ПОНЯТЬ

У цьому стандарті вжито такі терміни та визначення позначених ними понять.

3.1 точність вимірювання (accuracy of measurement)

Ступінь відповідності між результатом вимірювання й умовно дійсним значенням вимірюваної величини.

[IEV 394-40-35]

3.2 закупорення (blockage)

Звуження прохідного отвору труби (наприклад, імпульсної лінії вимірювання тиску), обумов­лене накопиченням забруднювальних речовин у реакторній воді, ствердінням бору, залишенням частково відкритих клапанів тощо. Закупорення може спричинити затримання інформації щодо динаміки вимірювання тиску

3.3 калібрування (calibration)

Сукупність дій, що за визначених умов установлюють залежність між значеннями величин, показаних вимірювальним приладом або вимірювальною системою, або значеннями, наданими мірою чи еталоном, і відповідними значеннями, установленими стандартами.

[IEV 394-40-43]

3.4 канал (channel)

Сукупність взаємозалежних елементів у системі, що видає один вихідний сигнал. Канал втрачає свою ідентичність, якщо сигнали одного виходу поєднуються із сигналами, що надходять від інших каналів (наприклад, від контрольно-вимірювального каналу чи каналу обслуговування пристроїв безпеки).

[Глосарій (словник) із безпеки МАГАТЕ, Версія 2.0, 2006]

3.5 перевіряння каналів (channel check)

Процес, за допомогою якого оператор станції порівнює покази резервованих вимірювальних каналів на регулярній основі для підтвердження їхньої відповідності визначеним критеріям

3.6 взаємне калібрування (взаємна валідація) [(cross-calibration) (cross-validation)]

Процедура взаємного порівнювання показів резервованих вимірювальних приладів (напри­клад, температурних давачів) для ідентифікування викидів показів давачів як засобу верифікації калібрування чи ідентифікування змінення калібрування. Цьому визначенню більш відповідає термін «взаємна валідація», але частіше вживають термін «взаємне калібрування»

3.7 дрейф показів (drift)

Змінення вихідного сигналу вимірювального каналу чи давача, яке може виникати між калібру- ваннями та яке не можна пов’язати зі зміненнями технологічних параметрів чи умов навколишнього середовища

3.8 імпульсна лінія (вимірювальний трубопровід) [(impulse line) (sensin line)]

Трубопровід або система труб, що з’єднує технологічне середовище з давачем; імпульсні лінії

(вимірювальні трубопроводи) зазвичай використовують для приєднання давачів тиску, рівня та ви­трат із технологічним середовищем. їхня довжина варіюється від кількох метрів до кількох сотень метрів. Вимірювальний трубопровід може також містити відсічні та кореневі засувки й інші технічні засоби по всій довжині трубопроводу

3.9 натурне випробування (in-situ test)

Випробування давача чи перетворювача сигналу, виконане без видалення давача чи пере­творювача сигналу з його нормального положення в системі

3.10 метод аналізування шумів (noise analysis technique)

Метод натурного випробування часу спрацювання давачів, детекторів і перетворювачів та оперативного виявлення закупорення, пустот і протікання в трубопроводах вимірювання тиску

БІБЛІОГРАФІЯ

1 NUREG/CR-5560:1990 Aging of Nuclear Plant Resistance Temperature Detectors, U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

2 NUREG/CR-5851:1993 Long Term Performance and Aging Characteristics of Nuclear Plant Pressure Transmitters, U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

3 NUREG/CR-6343:1995 Online Testing of Calibration of Process Instrumentation Channels in Nuclear Power Plants, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

4 NUREG/CR-5501:1998 Advanced Instrumentation and Maintenance Technologies for Nuclear Power Plants, U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

5 TR-104965-R1 NRC SER:2000 On-Line Monitoring of Instrument Channel Performance, Electric Power Research Institute (EPRI), Palo Alto, CA, USA.

6 TECDOC-1147:2000 Management of Aging of l&C Equipment in Nuclear Power Plants, Inter­national Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, June 2000.

7 H. M. Hashemian, l&C Aging Management Standards, 13^th Annual Joint ISA POWID/EPRI Control and Instrumentation Conference, Williamsburg, Virginia, June 15-20, 2003.

8 TECDOC-1402, Management of Life Cycle and Aging at Nuclear Power Plants, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, August 2004.

9 Sensor Performance and Reliability, book published by Instrumentation, Systems, and Automation Society (ISA), 2005.

НАЦІОНАЛЬНЕ ПОЯСНЕННЯ

1 NUREG/CR-5560:1990 Старіння давачів температури опору АЕС. Комісія з ядерного регу­лювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

2 NUREG/CR-5851:1993 Довгострокова робота й характеристики старіння давачів тиску АЕС. Комісія з ядерного регулювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

3 NUREG/CR-6343.1995 Натурні випробування калібрування каналів контрольно-вимірю- вальної апаратури АЕС. Комісія з ядерного регулювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

4 NUREG/CR-5501:1998 Передові технології контрольно-вимірювальної апаратури й обслу­говування для АЕС. Комісія з ядерного регулювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

5 TR-104965-R1 NRC SER:2000 Натурні контролювання робочих характеристик каналу конт- рольно-вимірювальної апаратури, НДІ Електроенергії (EPRI), Пало-Апьто, Каліфорнія, США.

6 TECDOC-1147:200, Контролювання старіння контрольно-вимірювальної апаратури АЕС, МАГАТЕ, Відень 15—20 червня 2003 року.

7 X. М. Хашеміан, І&С Старіння стандартів керування, 13-й щорічна спільна ISA POWID/ Control EPRI та приладова конференції, Вільямсбург, штат Вірджинія, червень 15-20, 2003.

8 TECDOC-1402 Контролювання життєвого циклу та старіння АЕС, МАГАТЕ, Відень, Австрія, серпень 2004 року.

9 Робочі характеристики та надійність давача, книга, видана Співтовариством із приладів, систем та автоматизації (ISA), 2005.