СРП является фундаментальной частью безопасности ядерных реакторов от проектирования до вывода из эксплуатации. Впервые его важность была осознана после аварии на втором энергоблоке Три-Майл-Айленда. После аварии на АЭС "Фукусима-1" стало понятно, что анализ ядерной безопасности важен для безопасной эксплуатации. В данном исследовании анализ безопасности и надежности выполнен для лабораторной установки, расположенной в научно-исследовательском центре Обнинского института атомной энергетики МИФИ в Обнинске, Россия. Лаборатория представляет собой конструкцию модели исследовательского реактора и призвана понять обеспечение надежности и безопасности с помощью СРП для оборудования АЭС. Надежность и вероятность безотказной работы системы рассчитывается с применением функции плотности отказов, функции интенсивности опасности, общей формулы надежности, блок-схемы надежности и с помощью программы SAPHIRE путем определения основных событий и построения дерева отказов. В результате проведенного исследования мы поняли как применять формулы надежности на АЭС, параллельное объединение блока/системы/оборудования является более надежным, а система менее надежна, когда система работает с длительным временем выполнения задания. Более того, для функции коэффициента надежности лабораторного оборудования значения рассматриваются в консервативном подходе.

PSA is a fundamental part of nuclear reactor safety from design to decommissioning. Its importance was first realized when the Three Mile Island Unit-2 accident occurred. Since the Fukushima Daiichi accident occurred, it is understood that nuclear safety analysis is important for safe operation. In this study, safety and reliability analysis performed for the laboratory set-up where in research center of Obninsk Institute of Nuclear Power Engineering of MEPhI at Obninsk, Russia. The laboratory is a design for Research Reactor Model, and it claims to understand ensuring reliability and safety by PSA for equipment of NPP. Reliability and probability of system working without failure are calculated by applying failure density function, hazard rate function, general reliability formula, reliability block diagram and performing SAPHIRE software by defining basic events and building a fault tree. Following the result of this study as understanding how to apply reliability formulas in NPP, parallel networking of unit/system/equipment is more reliable, and system is less reliable when the system operates with long mission time. Moreover, for the laboratory equipment reliability rate function, the values are considered in a conservative approach.

• INTRODUCTION
• 1. LITERATURE REVIEW
  • 1.1. Three Mile Island Unit-2 accident, Chernobyl accident Unit-4and Fukushima Daiichi accident
    • 1.1.1. Three Mile Island Unit-2 accident
    • 1.1.2. Chernobyl accident Unit-4
    • 1.1.3. Fukushima Daiichi accident
    • 1.1.4. Lessons Learned from the three biggest severe accidents
  • 1.2. Terms and definitions for safety and reliability analysis
  • 1.3. Deterministic Safety Analysis and Probabilistic Safety Analysis
    • 1.3.1. Deterministic Safety Analysis
    • 1.3.2. Probabilistic Safety Analysis
  • 1.4. Reliability and safety of nuclear power plant equipment in Türkiye
    • 1.4.1. Türkiye Energy, Nuclear and Minerals Research Agency (TENMAK)
    • 1.4.2. Istanbul Technical University (ITU)
    • 1.4.3. Akkuyu NPP
  • 1.5. Reliability and safety of nuclear power plant equipment in Russia
  • 1.6. Patents in reliability and safety of nuclear power plant equipment
    • 1.6.1. Method of Improving Human Reliability Analysis for Internal Flooding Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Power Plant
    • 1.6.2. Safety Monitoring Method for Dynamic Strength and Vibration of Moving Blade of Nuclear Turbine
    • 1.6.3. Probabilistic Safety Analysis-Based Fire Protection Selection Method and Apparatus for Cables in Nuclear Power Plant
• 2. MATHEMATICAL MODEL OF CALCULATION RELIABILITY AND SAFETY
  • 2.1 General Formula for reliability
    • 2.1.1 Failure Density Function
    • 2.1.2 Hazard Rate Function
    • 2.1.3 General Reliability Function
    • 2.1.4 Mean Time to Failure
  • 2.2 Reliability of Simple Systems
    • 2.2.1 Series Network
    • 2.2.2 Parallel Network
    • 2.2.3 k-out-of-n Network
    • 2.2.4 Bridge Network
    • 2.2.5. Standby System
  • 2.3 Bathtub Hazard Rate Curve
  • 2.4 Use of software tools for calculation
    • 2.4.1. Building an Event Tree
    • 2.4.2. Building a Fault Tree
    • 2.4.3. Basic Event
    • 2.4.4. Logic Gate
• 3. CALCULATION OF RELIABILITY AND SAFETY
  • 3.1. General Formula for reliability
  • 3.2 Systems under Consideration
  • 3.3 Reliability Calculations of Equipment
  • 3.4 Reliability of System’s Equipment
  • 3.5 Calculation of reliability of the Research Reactor Model (Модель Исследовательского Реактора-МИР)
• 4. ANALYSIS RESULTS
• CONCLUSION
• REFERENCES