Обоснование показателей безопасности АЭС
Рассмотрены вопросы количественного определения показателей безопасности реакторных установок (РУ). Таким показателем безопасности в нормативных документах является оцененная частота повреждения активной зоны (ЧПАЗ), численные значения которой одинаковы для реакторов разных типов и мощности, а диапа...
Saved in:
| Published in: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Date: | 2011 |
| Main Authors: | , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2011
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112880 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Обоснование показателей безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 6-12. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860270369700577280 |
|---|---|
| author | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. |
| author_facet | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. |
| citation_txt | Обоснование показателей безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 6-12. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | Рассмотрены вопросы количественного определения показателей безопасности реакторных установок (РУ). Таким показателем безопасности в нормативных документах является оцененная частота повреждения активной зоны (ЧПАЗ), численные значения которой одинаковы для реакторов разных типов и мощности, а диапазон изменения более двух порядков. Предложен алгоритм определения показателей безопасности на основе конструктивных показателей безопасности РУ. Рассмотрен пример определения показателей безопасности РУ по удельной активности теплоносителя первого контура ВВЭР-1000.
Розглянуто питання кількісного визначення показників безпеки реакторних установок (РУ). Таким показником безпеки в нормативних документах є оцінено частоту пошкодження активної зони (ЧПАЗ), чисельні значення якої однакові для реакторів різних типів і потужності, а діапазон зміни більше двох порядків. Запропоновано алгоритм визначення показників безпеки на основі конструктивних показників безпеки РУ. Розглянуто приклад визначення показників безпеки РУ по питомій активності теплоносія першого контуру ВВЕР-1000.
The paper discusses issues of quantitative determination of safety parameters of reactor units (RU).
Such an indicator safety regulations is estimated core damage frequency, the numerical values which are the
same for different types of reactors and power, and the range of more than two orders of magnitude. This
paper presents an algorithm for determining safety performance through constructive safety parameters of
RU. An example of the determination of NPP safety parameters on the specific activity of the primary coolant
of WWER-1000.
|
| first_indexed | 2025-12-07T19:05:33Z |
| format | Article |
| fulltext |
6 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011
--------------------------------- ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ --------------------------------
УДК 621.039.58
ОБОСНОВАНИЕ ПОКАЗАТЕЛЕЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
© 2011 г. В. И. Борисенко1, А. А. Ключников1, В. И. Пампуро2
1
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев
2
Институт геохимии окружающей среды НАН и МЧС Украины, Киев
Рассмотрены вопросы количественного определения показателей безопасности реакторных
установок (РУ). Таким показателем безопасности в нормативных документах является оцененная ча-
стота повреждения активной зоны (ЧПАЗ), численные значения которой одинаковы для реакторов
разных типов и мощности, а диапазон изменения более двух порядков. Предложен алгоритм опреде-
ления показателей безопасности на основе конструктивных показателей безопасности РУ. Рассмот-
рен пример определения показателей безопасности РУ по удельной активности теплоносителя перво-
го контура ВВЭР-1000.
Ключевые слова: реакторная установка, показатели безопасности, вероятностная модель со-
бытия аварии, частота повреждения активной зоны, активность теплоносителя.
Современные нормативные требования содержат одинаковые требования по безопас-
ности к реакторам различной мощности и даже различных типов [1] (например, частота по-
вреждения активной зоны). Физически более обоснованным и логичным является подход, в
котором требования по безопасности должны быть выше к реактору, в процессе эксплуата-
ции которого накапливается большее количество радиоактивных веществ (РАВ). Именно ко-
личество РАВ в реакторе, степень их выхода при возможных авариях, определяет основной
ущерб, наносимый населению и окружающей среде, и, следовательно, вносит основной
вклад в показатели риска от аварии. Поэтому предлагаем рассмотреть подход к формирова-
нию требований по безопасности на основе конструктивных показателей безопасности АЭС.
Под конструктивными показателями безопасности АЭС понимаем такие, которые
можно определить при проектировании и контролировать при эксплуатации АЭС, не требуя
исходных статистических данных об аварии.
В соответствии с требованиями НТД в перечень работ по безопасности АЭС входит и
вероятностный анализ безопасности (ВАБ), в котором принята вероятностная модель собы-
тия аварии [1 - 5]. Гипотеза вероятностной модели аварии имеет методологические ограни-
чения [6]. Как известно, вероятность события аварии есть математический образ частоты со-
бытия аварии, когда в практике наблюдается статистическая устойчивость частоты (согласно
теореме Бернулли) [7]. Иначе вероятность события аварии может использоваться как модель
аварии только тогда, когда закономерно и многократно наступает авария на АЭС. Такая ги-
потеза имеет следующие противоречия:
во-первых, в принципе, даже теоретически, не должна рассматриваться устойчивость
частоты аварии (повторение тяжелой аварии за время жизни одного поколения, надолго
остановит развитие ядерной энергетики);
во-вторых, требование постоянства частоты аварии противоречит сути управления
безопасностью АЭС, требующей исключения аварии из практики эксплуатации, а следова-
тельно, и из теории обеспечения безопасности АЭС;
в-третьих, так как при гипотезе постоянства частоты аварии и ограниченном сроке
службы АЭС, число аварий конечно, управление безопасностью АЭС является дискретным,
что существенно ограничивает ее точность и надежность.
Погрешность вероятностной гипотезы аварии видна из следующего анализа. Так как
авария может иметь место только в период эксплуатации АЭС, то случайное время аварии
есть ограниченная случайная величина ξ, значения которой х ∈ [0; τ], где τ - срок эксплуата-
ции АЭС. В соответствии с теорией вероятность наступления аварии за время срока службы
АЭС
ОБОСНОВАНИЕ ПОКАЗАТЕЛЕЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 7
P {ξξξξ∈[0; ττττ]} = ∫
τ
φ
0
dx (x) = 1, (1)
где φ(x) - плотность вероятности случайной величины ξξξξ.
Следовательно, согласно вероятностной гипотезе аварии она теоретически неизбежна
за время работы АЭС. На основе изложенного постулирование вероятностной гипотезы со-
бытия аварии непригодно для конструктивного управления безопасностью АЭС с целью
предотвращения аварии, так как при таком постулате авария становятся статистически
закономерной (теоретически неизбежной).
На практике управление безопасностью АЭС ведется в процессе работоспособного
состояния АЭС с помощью подсистем предупреждения и защиты, на основании информации
о контролируемых нормированных величинах [8]. В качестве примера такой величины (ин-
формационной переменной) xQ рассмотрим активность теплоносителя в технологических
контурах, допустимые значения которой xq контролируются согласно условиям безопасной
эксплуатации АЭС в соответствии с НТД и проектом [1, 12, 13]. Событие аварии
}( xxx qQ ≥=θ можно оценить с помощью вероятности превышения активности xQ макси-
мально допустимого значения xq для разных х-условий функционирования АЭС:
)()( xxx qQPP ≥=θ . С учетом изложенного простейшую модель анализа безопасности АЭС
целесообразно записать в виде [8, 9]
)()( mimj hQPRqQP ≤⋅=≥ , (2)
где jQ - случайная информационная переменная, характеризующая активность выбросов; iQ
- случайная информационная переменная, характеризующая активность всей совокупности
радионуклидов в реакторной установке (РУ); mq – максимально допустимое значение актив-
ности выбросов; mh - максимальное значение активности всей совокупности радионуклидов в
РУ; R - показатель риска виртуальной аварии из-за отказов РУ и подсистем предупреждения
и защиты от аварии.
Упрощенная схема управления безопасностью АЭС представлена в виде двухконтур-
ной схемы управления на рисунке: 1-й контур состоит из управляемого элемента - РУ с ве-
роятностью безопасности 1Р и подсистемы управления - подсистемы предупреждения с ве-
роятностью надежности Р2. Вероятность безопасности 1-го контура управления НР , 2-й кон-
тур управления безопасностью содержит управляемый элемент - 1-й контур управления без-
опасностью с вероятностью безопасности НР и подсистему управления - подсистему защи-
ты с вероятностью надежности Р3.
Двухконтурная схема управления энергоблоком АЭС.
Из выражения (2) следует, что оценку показателя риска аварии R можно найти, ис-
пользуя информацию о вероятностях активности выбросов и активности РАВ в РУ. В усло-
виях отсутствия статистических данных, согласно максимальной энтропии, случайные ин-
формационные переменные jQ и iQ полагаем распределенными по равномерному закону.
В. И. БОРИСЕНКО, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. ПАМПУРО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 8
Если величина mq равна максимально допустимому значению удельной активности, уста-
новленному в НТД (проекте), то максимально допустимое значение показателя риска вирту-
альной аварии из-за отказа системы предупреждения аварий
m
m
Д h
q
R = . (3)
Используя максимально допустимое значение по формуле (6), можно оценить связь
значения показателя безопасности АЭС ДР = (1- )ДR с вероятностью безопасности РУ 1Р ,
вероятностью надежности подсистемы предупреждения аварии Р2 и вероятностью надежно-
сти подсистемы защиты 3Р . В условиях, когда отсутствуют статистические данные, требуе-
мое значение вероятности безопасности РУ 1Р можно оценить через максимально допусти-
мое значение активности, которое согласно НТД предъявляется для нормальных (безаварий-
ных) условий эксплуатации АЭС (без действия подсистем предупреждения и защиты от ава-
рии):
)()( 1 НiНj hQPРqQP ≤⋅=≤ , (4)
где Нq - максимально допустимое значение активности теплоносителя для нормальной экс-
плуатации (без действия подсистем предупреждения и защиты от аварии); Нh - максималь-
ное значение активности теплоносителя для нормальной эксплуатации (без действия подси-
стем предупреждения и защиты от аварии). Согласно формуле (4) оценка показателя риска
АЭС из-за аварии 1-го технологического контура РУ для нормальных условий ее эксплуата-
ции )1( 11 PR −= удовлетворяет условию )()( 1 НiНj hQPRqQP ≤⋅=≥ . Согласно последним
выражениям вероятность безопасности первого технологического контура РУ
HH hqRР /11 11 −=−= . (5)
Максимально допустимое значение эксплуатационного риска возможной аварии
)1( НДЭ РR −= при отказе 1-го контура управления безопасностью с учетом формулы (3)
ЭЭНДЭ hqРR /)1( =−= , (6)
где Эq - максимальное значение допустимой активности теплоносителя при достижении экс-
плуатационного предела при отказе 1-го контура управления безопасностью; hэ - макси-
мальное значение активности, которое может попасть в теплоноситель при достижении экс-
плуатационного предела при отказе 1-го контура управления безопасностью. Вероятность
безопасности РУ совместно с 1-м контуром управления безопасностью
)]1(1/[ 121 PPРРН −−= , (7)
откуда требуемое значение вероятности надежности подсистемы предупреждения аварии
)1(/)( 112 PPРРР HН −−= . (8)
Максимально допустимое значение показателя виртуальной аварии для предела экс-
плуатационной безопасности АЭС (с учетом вероятности отказа 1-го и 2-го контуров управ-
ления безопасностью) ББДБ hqR /= , где Бq - максимальное значение допустимой активности
теплоносителя; Бh - максимальное значение активности при достижении предела безопасной
эксплуатации.
Вероятность безопасности для двухконтурного управления безопасностью АЭС
)]1(1/[)1( 3 HНДББ PPРRР −−=−= . (9)
Зная значения вероятностей ДБR и НР по формуле (9) , находим требование к показа-
телю надежности подсистемы защиты от аварии
ОБОСНОВАНИЕ ПОКАЗАТЕЛЕЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 9
)1(/)(3 НБНБ РPРРР −−= . (10)
С целью наглядности полученных аналитических результатов покажем их примене-
ние на конкретном простом примере анализа безопасности АЭС. При рассмотрении ВВЭР
наибольший интерес представляет удельная и суммарная активности теплоносителя 1-го
контура. Степень повреждения оболочки твэла определяет интенсивность поступления про-
дуктов деления из-под оболочки твэла в теплоноситель. В нормативных документах содер-
жатся требования по граничным величинам повреждения твэла. Так, в соответствии с [12]:
эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин с
дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2 % твэлов и 0,02 %
твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем;
предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов составля-
ет 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов, для которых имеет ме-
сто прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива.
По этим пунктам НТД в соответствии с проектом [13] реализован оперативный кон-
троль герметичности оболочек твэлов по общей удельной радиоактивности теплоносителя:
при герметичных оболочках твэлов общая удельная активность теплоносителя со-
ставляет 1,1·106 - 3,7·106 Бк/дм3;
эксплуатационным пределом работы реакторной установки по суммарной удельной
активности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 3,7·107
Бк/дм3 . . . ;
пределом безопасной эксплуатации реакторной установки по суммарной удельной ак-
тивности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 1,85·108
Бк/дм3. . . .
За активностью теплоносителя ведется непрерывный технологический контроль и
принимается решение о возможности дальнейшей безопасной эксплуатации РУ.
В соответствии с введенными обозначениями максимально допустимые удельные ак-
тивности для различных режимов работы обозначим qi (уд) (табл. 1)
Таблица 1
Режим работы РУ Показатель Суммарная удельная активность
радионуклидов йода, Бк/дм3
Нормальный
Нq (уд) 1,1·106 - 3,7·106
Эксплуатационный предел
Эq (уд) 3,7·107
Предел безопасной эксплуатации
Бq (уд) 1,85·108
Удельная активность топлива зависит от многих факторов, среди которых удельная
мощность и продолжительность работы топлива в активной зоне (степень выгорания) будут
определяющими. Максимально возможная активность топлива будет достигнута в конце
топливной кампании при работе на номинальном уровне мощности. Оценим эту величину
для топлива ВВЭР-1000.
Количество накопленного радионуклида может быть рассчитано для любого момента
работы и/или останова реактора, в соответствии с формулой
..)( ∑+−+−=
k
kkiiiii
i AAtQA
dt
dA λψσχλ , (11)
где все обозначения общепринятые.
Определим по формуле (11) максимальную равновесную активность изотопов йода
при работе реактора ВВЭР-1000 на номинальной мощности (табл. 2).
Таким образом, максимальная суммарная активность изотопов йода в топливе ВВЭР-
1000 составляет mh ≈ 1,9·1019 Бк.
В. И. БОРИСЕНКО, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. ПАМПУРО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 10
Таблица 2
Параметр 131I 132I 133I 135I
Постоянная распада λ, с-1 9,98·10-7 8.44·10-5 9,26·10-6 2,91·10-5
Выход на акт деления χ, доля 0,0288 0,043 0,067 0,0655
Суммарное количество А, атомов 2,68·1024 4,74·1022 6,73·1023 2,10·1023
Активность, Бк 2,68·1018 4,00·1018 6,23·1018 6,09·1018
Выход продуктов деления из топлива зависит от сценария аварии (достигнутые тем-
пературы, степень разрушения твэлов и др.). Для разных изотопов (газообразных, твердых и
др.) доля выхода продуктов деления варьируется от 100 % для газообразных и примерно до
1 % для «твердых». Для эксплуатационных режимов работы примем (для проведения оцен-
ки), что доля йода, вышедшего из топлива и находящегося под оболочкой твэла, составляет
10 % (измерения в условиях нормальной эксплуатации дают значение 1-2 %).
Определим в соответствии с данными табл. 1, какая предельная активность может
«накопиться» в теплоносителе 1-го контура при условии штатной работы систем спецводо-
очистки. Объем теплоносителя 1-го контура ВВЭР-1000 составляет V1 ~ 300 м3. Для случая
предельно допустимой удельной активности по радиоизотопам йода Бq (уд) = 1,85·108 Бк/дм3
находим максимальную суммарную по радиоизотопам йода активность теплоносителя 1-го
контура
Бq (уд) = Бq (уд) ·V1 = 1,85·108 Бк/дм3 ·3,0·105 дм3 ≈ 5,55·1013Бк.
Согласно формуле (6) для mq = 5,55·1013 Бк и mh = 1,9·1019Бк максимально допустимое
значение показателя риска виртуальной аварии для учета подсистем предупреждения и за-
щиты от аварии
m
m
Д h
q
R = = 6
19
13
1092,2
109,1
1055,5 −⋅=
⋅
⋅
.
Определим значения вероятностей Р1, Р2 и Р3 для следующих условий:
1) Бq =5,55·1013 Бк; Бh =1,9· 1910 Бк - максимальное значение активности, когда воз-
можен выход всей активности из топлива;
2) qЭ = Эq (уд) ·V1 = 1,11·1013 Бк; Эh - максимальное значение активности, которое мо-
жет попасть в теплоноситель при достижении эксплуатационного предела
Эh = a1·a2·hБ = 0,1·0,0002·1,9·1019Бк = 3,8·1014Бк ,
где а1 = 0,1 - доля йода находящегося под оболочкой твэла от общего количества йода в топ-
ливе (оценочное значение см. выше); a2 = 0,0002 –доля твэлов, имеющих прямой контакт
топлива с теплоносителем [13];
3) Нq = Нq (уд) ·V1 = 1,11·1012 Бк,: Нh - максимальное значение активности, которое
может попасть в теплоноситель при нормальной эксплуатации
Нh =a3· Эh =0,01·3,8·1014 = 3,8·1012 Бк,
где a3 = 0,01 – доля твэлов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем для нор-
мальной эксплуатации по отношению к показателю для эксплуатационного предела (оценоч-
ное значение).
В соответствии с формулами (5), (8), (11) находим значения вероятностей безопасно-
сти и надежности:
Р1 = 0,7079 – показатель безопасности РУ;
Р2 = 0,9271 – показатель надежности подсистемы предупреждения аварии на РУ;
Р3 = 0,9999 – показатель надежности подсистемы защиты от аварии на РУ.
ОБОСНОВАНИЕ ПОКАЗАТЕЛЕЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 11
Для других значений параметров а1 и а3 показатели надежности Р1, Р2, Р3 могут быть
также определены.
Анализ полученных показателей позволяет заключить, что показатели надежности
РУ, подсистем предупреждения аварии и подсистем защиты от аварии зависят от таких пока-
зателей:
общего количества накопленных в топливе продуктов деления;
доли продуктов деления вышедших из топлива под оболочку твэла;
доли дефектных твэлов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.
Таким образом, получено подтверждение, высказанного ранее предположения, что
требования по безопасности должны быть выше к РУ с большей мощностью или с большим
количеством топлива.
Обратим внимание, что может быть решена и обратная задача: зная технически до-
стижимые значения вероятностей безопасности и надежности элементов энергоблока АЭС
Р1, Р2, Р3, а также известные из практики значения а1 и а3, может быть обосновано выбрано
значение доли твэлов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем а2, предельное
значения которого определено в ПБЯ [12].
Изложенный подход к оценке виртуальной аварии может быть основой для разработ-
ки соответствующей НТД по конструктивному управлению безопасностью АЭС, исключа-
ющий статистическую закономерность аварии.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Загальні положення забезпечення безпеки атомних станцій. НП 306.2.141-2008.
2. Хенли Э.Д., Кумато X. Надежность технических систем и оценка риска. - М.: Машиностроение,
1979. - 528 с.
3. Уивер Л. Риск от аварии нa АЭС с легководяными реакторами / Безопасность ядерной энергети-
ки. - М.: Атомиздат, 1980. - С. 114 - 133.
4. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения / Ю. В. Швыряев,
А.Ф.Барсуков, Л.В.Векслер - М: Ядерное общество, 1992. - 264 с.
5. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Беопасность атомных станций. Вероятностный анализ / М.:
Физматлит, 2008. - 352 с.
6. Пампуро В.И. Максимальная безопасность при минимуме возможных затрат // Доп. НАН
України. - 2006. - № 5. - С. 185 - 190.
7. Вентцель Е.С. Теория вероятностей. - М.: Наука, 1969. – 576 с.
8. Пампуро В.И. Структурная информационная теория надежности систем. - К.: Наук. думка, 1992.
- 324 с.
9. Пампуро В.И. Управление безопасностью объектов атомной энергетики согласно концепции
виртуальной аварии // Доп. НАН України. - 2007. - № 11. - С. 180 - 185.
10. Pampuro V.I., Borisenko V.I. Management of Individual Ecological Safety of Potentially Hazardous
Object. – The third American Nuclear International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation,
Control and Human-Machine Interface Technologies (NPIC & HMIT 2000), November 13 - 17, 2000. -
Washington, D.C. -Р. 707 - 722.
11. Шестопалов В.М, Пампуро В.И., Шибецкий Ю.А. Проблемы оптимального управления безопас-
ностью геологического захоронения радиоактивных отходов. - К.: НАНУ, 2008. - 171 с.
12. Правила ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тис-
ком. НП 306.2.145-2008.
13. Окончательный отчет по анализу безопасности / Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 2. Т. 16.
Гл. 16. Пределы и условия безопасной эксплуатации. 43-923.203.254.ОБ.16.ред. 2.ф. - 2005.
ОБГРУНТУВАННЯ ПОКАЗНИКІВ БЕЗПЕКИ АЕС
В. І. Борисенко, О. О. Ключников, В. І. Пампуро
Розглянуто питання кількісного визначення показників безпеки реакторних установок (РУ).
Таким показником безпеки в нормативних документах є оцінено частоту пошкодження активної зони
(ЧПАЗ), чисельні значення якої однакові для реакторів різних типів і потужності, а діапазон зміни
В. И. БОРИСЕНКО, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. ПАМПУРО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 12
більше двох порядків. Запропоновано алгоритм визначення показників безпеки на основі конструкти-
вних показників безпеки РУ. Розглянуто приклад визначення показників безпеки РУ по питомій ак-
тивності теплоносія першого контуру ВВЕР-1000.
Ключові слова: реакторна установка, показники безпеки, імовірнісна модель події аварії, час-
тота пошкодження активної зони, активність теплоносія.
BACKGROUND OF NPP SAFETY PARAMETERS
V. I. Borysenko, O. O. Klyuchnykov, V. I. Pampuro
The paper discusses issues of quantitative determination of safety parameters of reactor units (RU).
Such an indicator safety regulations is estimated core damage frequency, the numerical values which are the
same for different types of reactors and power, and the range of more than two orders of magnitude. This
paper presents an algorithm for determining safety performance through constructive safety parameters of
RU. An example of the determination of NPP safety parameters on the specific activity of the primary cool-
ant of WWER-1000.
Keywords: reactor unit, safety parameters, probabilistic model of the accident events, the core dam-
age frequency , the coolant activity.
Поступила в редакцию 08.12.10
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-112880 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T19:05:33Z |
| publishDate | 2011 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. 2017-01-29T08:56:07Z 2017-01-29T08:56:07Z 2011 Обоснование показателей безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 6-12. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112880 621.039.58 Рассмотрены вопросы количественного определения показателей безопасности реакторных установок (РУ). Таким показателем безопасности в нормативных документах является оцененная частота повреждения активной зоны (ЧПАЗ), численные значения которой одинаковы для реакторов разных типов и мощности, а диапазон изменения более двух порядков. Предложен алгоритм определения показателей безопасности на основе конструктивных показателей безопасности РУ. Рассмотрен пример определения показателей безопасности РУ по удельной активности теплоносителя первого контура ВВЭР-1000. Розглянуто питання кількісного визначення показників безпеки реакторних установок (РУ). Таким показником безпеки в нормативних документах є оцінено частоту пошкодження активної зони (ЧПАЗ), чисельні значення якої однакові для реакторів різних типів і потужності, а діапазон зміни більше двох порядків. Запропоновано алгоритм визначення показників безпеки на основі конструктивних показників безпеки РУ. Розглянуто приклад визначення показників безпеки РУ по питомій активності теплоносія першого контуру ВВЕР-1000. The paper discusses issues of quantitative determination of safety parameters of reactor units (RU).
 Such an indicator safety regulations is estimated core damage frequency, the numerical values which are the
 same for different types of reactors and power, and the range of more than two orders of magnitude. This
 paper presents an algorithm for determining safety performance through constructive safety parameters of
 RU. An example of the determination of NPP safety parameters on the specific activity of the primary coolant
 of WWER-1000. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Обоснование показателей безопасности АЭС Обгрунтування показників безпеки АЕС Background of NPP safety parameters Article published earlier |
| spellingShingle | Обоснование показателей безопасности АЭС Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Обоснование показателей безопасности АЭС |
| title_alt | Обгрунтування показників безпеки АЕС Background of NPP safety parameters |
| title_full | Обоснование показателей безопасности АЭС |
| title_fullStr | Обоснование показателей безопасности АЭС |
| title_full_unstemmed | Обоснование показателей безопасности АЭС |
| title_short | Обоснование показателей безопасности АЭС |
| title_sort | обоснование показателей безопасности аэс |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112880 |
| work_keys_str_mv | AT borisenkovi obosnovaniepokazateleibezopasnostiaés AT klûčnikovaa obosnovaniepokazateleibezopasnostiaés AT pampurovi obosnovaniepokazateleibezopasnostiaés AT borisenkovi obgruntuvannâpokaznikívbezpekiaes AT klûčnikovaa obgruntuvannâpokaznikívbezpekiaes AT pampurovi obgruntuvannâpokaznikívbezpekiaes AT borisenkovi backgroundofnppsafetyparameters AT klûčnikovaa backgroundofnppsafetyparameters AT pampurovi backgroundofnppsafetyparameters |