چکیده

در این مقاله سعی بر معرفی روش ارزیابی احتمالی ایمنی ( PSA ) شده است. از زمان معرفی کامل اصول روش PSA در سال 1975، این روش توسعه یافته و در بسیاری از کشورهای صاحب نیروگاه هسته ای به اجرا درآمده است و به همراه روش های سنتی در بسیاری از کشورها به کارمی رود و دامنه ای وسیع از تکنولوژی 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 روش PSA 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.

واژه های کلیدی : PSA – نیروگاه هسته ای – ایمنی – ايمني هسته اي

1 - مقدمه

بشر همواره در تلاش براي بهبود زندگي و راحتي بيشتر بوده است و در اين راه سعي كرده با ايجاد تغيير در طبيعت، متغير هاي آن را به خدمت خود درآورد كه در اين راه همراه با دستيابي به مواد، تجهيزات،دستگاه ها و به عبارت ساده تر به خدمت گرفتن فن آوري نوين با خطرات متنوع و بيشتر و پيچيده تري مواجه شده است. از جمله زمينه هايي كه بشر همواره در راه رسيدن به آن تلاش و تحقيق بسيار كرده است مبحث انرژي ارزان، پاكيزه و فناناپذير بوده است. در ابتداي كشف منابع نفت و گاز به نظر مي رسيد كه اين منابع جديد انرژي تمام ناشدني هستند ولي بشر به مرور زمان پي به فناپذير بودن و مشكلات زيست محيطي آنها برد و اين انگيزه اي در او ايجاد كرد كه به دنبال ساير منابع جديد انرژي كه مشكلات منابع فسيلي را نداشته باشند برود در اين راستا منابع جديد انرژي به بشر معرفي گرديدند يكي از اين منابع انرژي هسته اي است كه مانند انرژي خورشيد، باد و آب، مي تواند بدون انتشار گازهاي گلخانه اي برق توليد كند و منابع گسترده الكتريسيته پاكيزه را در مقياس جهاني توليد كند. امروزه حدود 440 نيروگاه هسته اي در 31 كشور جهان برق توليد مي كنند, بيش از 15 كشور از مجموع اين تعداد در زمينه تامين برق خود تا 25 درصد يا بيشتر متكي به نيروي هسته اي هستند, در اروپا و ژاپن سهم نيروي هسته اي در تامين برق بيش از 30 درصد است, در آمريكا نيروي هسته اي 20 درصد از برق را تامين مي كند, در سراسر جهان دانشمندان بيش از 50 كشور از حدود 300 راكتور تحقيقاتي استفاده مي كنند تا درباره فن آوري هاي هسته اي تحقيق كنند, همچنين در اقيانوس هاي جهان راكتورهاي هسته اي نيروي محركه بيش از 400 كشتي را بدون اينكه به خدمه آن و يا محيط زيست آسيبي برسانند تامين مي كنند. گستردگي استفاده از انرژي هسته اي  لزوم توجه به مباحث ايمني تجهيزات هسته اي را بيش از پيش نمايان مي سازد .[ 1 ]

2 - اهميت ايمني نيروگاه هاي هسته اي

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. [ 2 ] 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( Subjective ) 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.

3 - روش های مختلف برای ارزیابی ایمنی نیروگاه های هسته ای

همانطور که در بالا 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 :

1. 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 ( Liquid Propellant Missile ) بکار گرفته شد. روش توسط صنایع هوانوردی این کشور بصورت قانونمند درآمده و بوسیله شرکت بوئینگ تحت نام فعلی نامگذاری شد،پس از این کاربرد این تکنیک به صنایع مختلف منجمله صنایع شیمیایی، هسته ای و غیره گسترش یافت. PHA 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.

2. Fault Tree Analysis FTA

این روش برای اولین بار در سال 62 – 1961 در آزمایشگاههای 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 از تکنیک FTA 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 .

3. Failure Mode and Effect Analysis FM&EA

اين تكنيك 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 کنکورد و ایرباس 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 كمي است سیستم یا زیرسیستم ها را برای شناسایی نقص های احتمالی کلیه اجزای آن بررسی کرده و تلاش می کند اثرات نقص های احتمالی را بر روی بقیه بخش های سیستم ارزیابی کند . [ 3 ]

4. Probabilistic Safety Assessment PSA

اين تكنيك سبب شده است تا بسیار خوب و در سطح بالایی ازایمن بودن نیروگاه های هسته ای مطمئن شویم. بوسیله PSA 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 PSA 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. PSA هر دو فاز طراحی نیروگاه اتمی و مدیریت ایمنی و کنترل نیروگاه را در طول عمر خدمات دهی آن پوشش می دهد. در زیر به معرفی و تشزیح روش PSA خواهیم پرداخت .

4 - معرفی و تشریح روش PSA

1 – 4 - تاريخچه:

اولين كاربرد وسيع روشهاي آماري در زمينه نيروگاههاي اتمي،ارزيابي ريسكهايي بود كه در آلمان، ايالات متحده آمريكا، انگليس و ديگر كشورها با موفقيت در دهه 70 ميلادي صورت پذيرفت . به ويژه، تحقيقات آلمان و آمريكا در اين زمينه  كمك شاياني در محاسبه ريسكهاي انفرادي وجمعي عمليات نيروگاههاي اتمي ومقايسه آن با ديگر ريسكهاي طبيعي وصنعتي نموده است.اولين اجراي روشهاي آماري، براي مثال در صنايع هوايي، محدود به ارزيابي قابليت اطمينان بود.

در آغاز عقيده براين بود كه روشهاي آماري مي توانند در ايجاد ضوابط پذيرش  در توسعه نيروي اتمي به كار روند.در آن مرحله،در آمريكا و ساير كشورها، مقايسه با ريسكهاي عمومي در حيات وهمچنين مقايسه با اهدافي براي ريسك در مورد افراد وجامعه مورد توجه قرار گرفت. به هر حال، استفاده اهداف كمي ايمني در الزامات قوانين بسيار سخت صورت مي گيرد.دليل اصلي اتكاي PSA بر روي روش پژوهش،حوزه پژوهش و اجزا ذهن گرايانه (Subjective) به وضوح در كمبود اطلاعات دقيق مناسب ديده مي شود.

به عبارت ديگر بررسي ريسك اوليه بينشي مهم را در مورد نقاط قوت و ضعف طراحي و عمليات نيروگاه فراهم مي سازد.به عنوان مثال WASH-1400 و همچنين تحقيقات آلمانها زيان تركهاي كوچك را در حوادث آسيب برجهاي خنك كننده (LOCAs)براي راكتورهاي با آب تحت فشار(PWPs)آشكار مي كند. همچنين اين تحقيقات به راههايي كه منجر به بهبود وضعيت ايمني نيروگاه مي شود اشاره مي كنند .

در نتيجه  PSAبراي بسياري از نيروگاههاي فعلي و براي نيروگاههاي در حال طراحي كاربرد دارد . همچنين ميتوان به مزايايPSA  در شناسايي نقاط ضعف نيروگاهها وبراي رفع نقاط ضعف اشاره كرد.به علاوه تلاش براي توسعه اهداف ايمني وضوابط پذيرش فني ادامه دارد.[4]

2 – 4 - نقش PSA در مدیریت ایمنی نیروگاه های اتمی

در تجزیه و تحلیل PSA یک نیروگاه اتمی ریسک های عملیاتی نیروگاه،به صورت مقادیر مختلف عددی مربوط به سطوح مختلف آسیب نیروگاه بیان می شود مثلا فراوانی آسیب هسته، 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 . روش PSA 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. [5]

3 – 4 - ظرفیت ها و محدودیت های روشPSA

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

·   شناسایی و تعیین ترکیب رویدادهایی که ممکن است منجر به بروز حادثه شدید گردند

·   ارزیابی احتمالی قابل قبول بودن هریک از ترکیب های اتفاقات

·   ارزیابی پیامدها

برای انجام وظایف بالا روش PSA اطلاعاتی را 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. [4]

4 – 4 - سطوح مختلف روش PSA

1 – 4 – 4 - سطح یک ( Level 1 ) روش PSA

در سطح یک PSA مراحل حوادثی که منجر به آسیب هسته اي می شوند و احتمالات آنها را شناسایی خواهیم کرد. PSA باید به گونه ای مستندسازی شود که حداقل موضوعات زیر را بتوان از فرضیات تا نتایج نهایی ردیابی کرد:

·        تشریح کلی نیروگاه

·        تعیین، توصیف، رده بندی و تخمین فراوانی رویدادهای اولیه

·        ملاکهای موفق برای ایمنی و سیستمهای 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 وظایف

·        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. [ 6]

2 – 4 – 4 - سطح دو ( Level 2 ) روش PSA

سطح دو PSA 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 PSA موضوعات زیر را معرفی خواهد کرد:

·        وجه مشترک بین سطح یک و دو روش PSA

·        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 PSA 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 راکتور 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 دو PSA در مطالعات صورت گرفته عبارتند از :

1) تعریف شرایط اولیه بوسیله انجام سطح یک PSA

2) توسعه درخت های رویداد:درخت های رویدادسد نفوذContainment event trees(CET)،درخت های رویداد پیشرفت حادثه Accident progression event trees(APET)

3) ارزیابی و تعیین حلات نقص سد نفوذ

گام های توسعه APET

·        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

·        واستگی 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 [7 ]

3 – 4 – 4- سطح سه ( Level 3 ) روش PSA

سطح PSA از نتایج سطح دو آغاز می شود. علاوه بر جنبه هایی که در سطح دو PSA تجزیه و تحلیل می شوند، سطح سه PSA پخش رادیونوکلوئیدها را در محیط زیست مجاور و اثرات بالقوه بهداشتی آن را بر سلامت عمومی تاثیرات زیست محیطی آن را تجزیه و تحلیل می کند. [ 8]

5 – 4 - منابع داده ها

رویکرد عمومی در PSA 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 رویکردمرجع استفاده از اطلاعاتی برپایه 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 .

6 – 4 - نوع تجزیه و تحلیل

به طور ایده آل دو نوع PSA ممکن است مشاهده شود :

در نوع اول تجزیه و تحلیل ( Posteriori 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 ( Priori Analysis )،مربوط به نیرگاههایی 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. [ 4]

7 – 4 - محسنات اجرا روش PSA

موفقیت روش PSA 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 روش PSA می باشد. لازم به ذکر است که این مزیت نیاز به یک روش پرسش گرایانه در قسمتی که تجزیه و تحلیل می شود دارد. PSA 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 کنتری در مورد آنها داریم

·        کمک به توسعه مفاهیم راکتورهای جدید

بسیاری از این مزایا بوسیله تجزیه و تحلیل نوع اول ( Posteriori ) سطح یک PSA ( احتمال آسیب هسته ) و سطح دو PSA ( Source term probability ) بدست می آید . [ 4]

8 – 4 - محدودیت های PSA

بی اعتنا به مزایای این روش، PSA 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 ( Common cause failure )

·        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 PSA [ 4 ]

همچنین PSA نمی تواند برای فرهنگ ایمنی مدلی ارائه دهد و به همین از کاهش ریسک های ناشی از فرهنگ ایمنی ضعیف ناتوان است .  [ 9]

9 – 4 - توسعه بیشتر روش PSA

احتیاطاتی که امروزه در استفاده از روش PSA 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. بهبود در تمام زمینه ها ممکن است جنبه های زیر در این مورد مهم به نظر می رسند:

·        داده های نیروگاه

·        مدل های توسعه حادثه

·        شرایط هنگامی که نیروگاه خاموش است

·        فاکتر های انسانی

·        نقص های با علت مشترک

·        رسیدگی به رویدادهای وابسته به زمان

·        مطابقت با آخرین پیشرفت های علمی [ 4]

10 – 4 – آیا عملکرد های انسان برای ایمنی تجهیرات هسته اهمیت دارد؟

تجربیات اخیر عملیاتی نشان می دهد که عملکرد انسان نقشی مهم را در ایمن بودن تجهیزات هسته ای ایفا می کند و در تمام فازهای چرخه عمر تجهیزات هسته ای از طراحی تا برچیدن آنها با اهمیت است. نقص عملکردهای انسانی در سازمان دهی و مدیریت تجهیزات هسته ای 48 درصد وقایع ( incident ) گزارش شده در سیستم گزارش گیری وقایع (( IRS  آژانس بین المللی انرژی اتمی ( IAEA) را شامل می گردد، فقط تعداد کمی از این گزارش ها مربوط به نقص در عملکرد تجهیزات می شود.

در روش PSA کیفیت عملکرد انسانی تاثیر عمده ای بر فراوانی آسیب های هسته ( CDF ) می گذارد. بدون توجه به تفاوت های اجرای روش PSA، نتایج نشان دهنده این موضوع است که کیفیت عملکردهای انسانی نقش مهمی در بهبود شاخص ایمنی و کاهش ریسک اندازه گیری شده توسط روش PSA دارد.

هم تجربیات عملیاتی و هم روش PSA نشان داده اند که نیروگاه ها یک سیستم هایی اجتماعی – فنی ( Socio-technical ) که با نام سیستم های فرد –  تکنولوژی –  سازمان دهی ( MTO )  شناخته می شوند .  [ 10]

11 – 4 - دستورالعملی برای ارئه و تفسیر نتایج PSA

فهم روش پیچیده فهم روش پیچیده PSA برای افراد غیر متخصص بسیار سخت است و یافته ها ممکن است به آسانی بد درک شوند. بنابراین ارائه نتایج روش PSA 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 . [ 4]

5 - نتیجه گیری

نیروگاههای اتمی برای نیازهای خاصی طراحی می شوند. از بسیاری از ارزیابی های PSA 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 PSA 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 PSA به منظور استقرار ملاک های مورد پذیرش بسیار سخت است. در روش هایی که در PSA 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 روش PSA به مواردی مانند شناسایی موضوعات مناسب برای تحقیق، و آموزش پرسنل صورت گیرد . [ 4]

مراجع

1 – اتو اسی ( Auto Essay ) ، انجمن جهانی هسته ای ( WNA )

2 – International Atomic Energy Agency (IAEA) - Division of Public Information / 02 – 02467 Series 2/06/E – “Promoting Safety in Nuclear Installation “

3 - مهندسی ایمنی ، ایرج محمد فام . همدان : فن آوران ، 1382

4 - International Atomic Energy Agency (IAEA) VIENNA 1992 –“PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT INSAG-6” A report by the International Nuclear Safety Advisory Group

5 – IAEA VIENNA 2001 - APPLICATION OF PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT (PSA) FOR NUCLEAR POWER PLANTS – IAEA TECDOC 1200 – ISSN 1011- 4289

6 – STUK HELSINKI 2003 – PRPBABILISTIC SAFETY ANALYSIS IN SAFETY MANAGEMENT OF NUCLEAR POWER PLANTS – ISBN 951 – 712 – 788 – X (PDF)

7 - ORGANISATION FOR ECONOMIC CO-OPERATION AND DEVELOPMENT Paris – 59015 - LEVEL 2 PSA METHODOLOGIES AND SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT Prepared by the CNRA Working Group on Inspection Practices (WGIP)

8 – Canadian Nuclear Safety Commission April 2005 – Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants   S- 294 – ISBN 0 – 662 – 40139 - 5

9 - NUCLEAR ENERGY AGENCY ٫ ORGANISATION FOR ECONOMIC CO-OPERATION AND DEVELOPMENT - OECD 2005 - NEA No. 5356 - Nuclear Regulatory Decision Making - ISBN 92-64-01051-3

10 - ORGANISATION FOR ECONOMIC CO-OPERATION AND DEVELOPMENT Paris - OECD 2004 - NEA No. 5334 – NUCLEAR REGULATORY CHALENGES RELATED TO HUMAN PERFORMANCE – ISBN 92 – 64 – 02089 - 6