Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС
Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР- 1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных тепловыделений в течение ~ 100 сут, а также при следующих предположениях: предел повреждаемости твэлов в отсу...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Дата: | 2014 |
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2014
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113349 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 5-12. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859617609128869888 |
|---|---|
| author | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. |
| author_facet | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. |
| citation_txt | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 5-12. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР- 1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных тепловыделений в течение ~ 100 сут, а также при следующих предположениях: предел повреждаемости твэлов в отсутствии теплоотвода 3,0•10¹¹ Дж; минимальное время до достижения предела повреждаемости твэлов составляет 2 ч; время на включение резервного канала СОТ 60 с. При этом получено, что время средней наработки на отказ СОТ больше срока службы АЭС, соответственно не может быть подтверждено на основе эксплуатационных статистических данных и, следовательно, нельзя управлять надежностью СОТ. Поэтому контроль безотказности СОТ следует осуществлять через контроль безотказности его каналов. При этом требуемое время непрерывной работы канала (время между отказами) составляет 720 ч. Ввиду того, что существующие требования по времени непрерывной работы канала СОТ ограничены 240 ч, для обеспечения требуемых показателей надежности СОТ необходимо обеспечить ремонтопригодность каналов СОТ. Также требуемая надежность СОТ может быть достигнута, если дооснастить реакторную установку системами пассивного отвода тепла, которые изначально имеют высокие показатели надежности и не требуют восстановительных работ в течение продолжительного времени (30 – 100 сут) после постулируемой аварии с обесточиванием ВВЭР-1000.
Розглянуто методологію визначення показників надійності систем відведення тепла (СВТ) ВВЕР-1000. Аналіз надійності СВТ проведено для випадку забезпечення безперервної роботи з відведення залишкових тепловиділень протягом ~ 100 діб, а також при таких припущеннях: межа пошкоджуваності ТВЕЛ за відсутності тепловідведення становить 3,0•10¹¹ Дж; мінімальний час до досягнення межі пошкоджуваності ТВЕЛ становить 2 год; час на включення резервного каналу СВТ становить 60 с. При цьому отримано, що час середнього напрацювання на відмову СВТ більший за термін служби АЕС і, відповідно, не може бути підтверджено на основі експлуатаційних статистичних даних, а отже, не можна керувати надійністю СВТ. Тому контроль безвідмовності СВТ слід здійснювати через контроль безвідмовності його каналів. При цьому необхідний час безперервної роботи каналу (час між відмовами) становить 720 ч. З огляду на те, що існуючі вимоги по часу безперервної роботи каналу СВТ обмежені 240 год, для забезпечення необхідних показників надійності СВТ необхідно забезпечити ремонтопридатність каналів СВТ. Також необхідна надійність СВТ може бути досягнута, якщо дооснастити реакторну установку системами пасивного відводу тепла, які спочатку мають високі показники надійності і не вимагають відновлювальних робіт протягом тривалого часу (30 - 100 діб) після постульованій аварії з знеструмленням ВВЕР-1000.
The article describes the methodology for determining the reliability of the systems decay heat removal (SDHR) of VVER-1000. Reliability analysis of the SDHR made for the case to ensure continuous operation for decay heat removal for about 100 days. Also, under the following assumptions: the limit of damage to the fuel elements in the absence of heat removal is 3,0•10¹¹ J, the minimum time to reach the limit of damage to the fuel elements is 2 hours, while the inclusion of back-channel SDHR is 60 seconds. In this case, it was found that the average time between failures SDHR more plant life, and therefore, can not be verified on the basis of operational statistics and, therefore, can not be controlled of reliability system. Therefore, control of system reliability should be done through the control of reliability of its channels. In this case, the required uptime channel (Time Between Failures) is 720 hours. Because the existing requirements for the running time of the channel is limited SDHR 240 hours, to ensure the reliability required to ensure maintainability of the SDHR channels. SDHR also required reliability can be achieved if the reactor system retrofit passive heat removal systems, which initially have a high reliability and not require rehabilitation for a long time (30 - 100 days) following a postulated accident with a blackout of the VVER-1000.
|
| first_indexed | 2025-11-28T21:54:52Z |
| format | Article |
| fulltext |
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 5
--------------------------------- ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ --------------------------------
УДК 621.039
В. И. Борисенко, А. А. Ключников, В. И. Пампуро
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Лысогорская, 12, корп. 106, Киев, 03028, Украина
ОБОСНОВАНИЕ НАДЕЖНОСТИ СИСТЕМ ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ
ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ПОЗИЦИЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР-
1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных
тепловыделений в течение ~ 100 сут, а также при следующих предположениях: предел повреждаемости твэлов
в отсутствии теплоотвода 3,0·1011 Дж; минимальное время до достижения предела повреждаемости твэлов со-
ставляет 2 ч; время на включение резервного канала СОТ 60 с. При этом получено, что время средней наработ-
ки на отказ СОТ больше срока службы АЭС, соответственно не может быть подтверждено на основе эксплуа-
тационных статистических данных и, следовательно, нельзя управлять надежностью СОТ. Поэтому контроль
безотказности СОТ следует осуществлять через контроль безотказности его каналов. При этом требуемое время
непрерывной работы канала (время между отказами) составляет 720 ч. Ввиду того, что существующие требова-
ния по времени непрерывной работы канала СОТ ограничены 240 ч, для обеспечения требуемых показателей
надежности СОТ необходимо обеспечить ремонтопригодность каналов СОТ. Также требуемая надежность СОТ
может быть достигнута, если дооснастить реакторную установку системами пассивного отвода тепла, которые
изначально имеют высокие показатели надежности и не требуют восстановительных работ в течение продол-
жительного времени (30 – 100 сут) после постулируемой аварии с обесточиванием ВВЭР-1000.
Ключевые слова: остаточное тепловыделение, система отвода тепла, надежность, коэффициент готов-
ности, наработка на отказ, система пассивного отвода тепла.
Авария на АЭС «Фукусима-1» и события, связанные с ликвидацией ее последствий непосред-
ственно связаны с проблемой обеспечения надежности систем отвода тепла ядерного реактора при
длительном полном обесточивании энергоблока.
В эксплуатируемых в настоящее время на АЭС Украины ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 проектом не
предусмотрены технические средства для отвода остаточных тепловыделений в условиях длительно-
го полного обесточивания АЭС с потерей аварийных источников электроснабжения. Для работы про-
ектных систем, обеспечивающих отвод остаточных тепловыделений от ядерного реактора и приреак-
торного бассейна выдержки отработанного ядерного топлива, требуется внешнее электропитание.
Наблюдающийся в последние годы перекос в вопросах оценки безопасности в сторону веро-
ятностных методов анализа, иногда даже в «противовес» к детерминистским принципам обеспечения
безопасности, заложенными в проектных решениях, позволил «обоснованно» исключить из анализа
безопасности целый ряд исходных событий аварий, которые по вероятностной методологии считают-
ся маловероятными. Такой подход не может получить научного обоснования, хотя бы потому, что все
уже произошедшие тяжелые аварии (TMI-2, ЧАЭС-4, Fukushima-1) не рассматривались исследовате-
лями в предварительном вероятностном анализе безопасности, как раз по причине маловероятности
сочетания событий, приведших к реализованному сценарию указанных аварий. Тяжелые аварии на
АЭС являются следствием принципиальных ограничений существующей методологии оценки и
обеспечения безопасности АЭС, заложенной в вероятностной модели анализа безопасности АЭС [1 -
5]. Эти методы, как показано в [6], исключают возможность обоснования надежности систем без-
опасности и, в частности, систем отвода тепла ядерного реактора на основе конструктивных (контро-
лируемых) требований к безопасности АЭС.
В данной работе рассмотрена методология оценки показателей надежности систем отвода
тепла (СОТ) и обоснование таких требований с позиции управления безопасностью АЭС [6, 7].
В работе [7] на основе теории [6] авторами использован научно-технический подход к форми-
рованию требований по надежности к системам безопасности, используя проектные требования по
контролю за показателями допустимого содержания радиоактивных продуктов деления в теплоноси-
теле 1-го контура ВВЭР-1000.
Другим аспектом влияния радиоактивных продуктов деления на безопасность АЭС является
необходимость организации постоянного отвода остаточного тепловыделения топлива ядерного ре-
актора, которое интенсивно и долговременно за счет радиоактивных распадов продуктов деления. В
статье на основе теории [6] изложен подход к определению показателей надежности систем безопас-
ности, которые обеспечивают аварийный отвод остаточного тепловыделения от топлива активной
зоны ВВЭР-1000.
© В. И. Борисенко, А. А. Ключников, В. И. Пампуро, 2014
В. И. БОРИСЕНКО, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. ПАМПУРО
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 6
При полном обесточивании энергоблока ВВЭР-1000 (с потерей аварийных источников элек-
троснабжения в том числе дизель-генераторов (ДГ)) и невозможности проведения противоаварийных
действий со стороны персонала время достижения предела повреждаемости твэлов (ППТ) [8] состав-
ляет менее 3 ч в проектной конфигурации оборудования и систем [9]. Если и в дальнейшем не могут
быть обеспечены условия подключения систем аварийного отвода тепла, то в течение нескольких ча-
сов произойдет плавление топлива, внутрикорпусных устройств и проплавление корпуса ядерного
реактора [10]. Таким образом, на пути распространения радиоактивных веществ, накопившихся в
ядерном топливе, в окружающую среду остается только один физический барьер безопасности - за-
щитная оболочка (ЗО) – контайнмент. Если и в дальнейшем невозможно предпринимать противоава-
рийные действия, то за счет процессов взаимодействия расплава топлива со строительными кон-
струкциями ЗО возможно ее повреждение и неконтролируемый выход радиоактивных веществ в
окружающую среду. Поэтому вопросы обеспечения отвода остаточного тепловыделения ядерного
топлива имеют важное значение при нормальной работе АЭС и чрезвычайно важны в аварийных
условиях, когда часть систем и оборудования АЭС могут быть недоступны по тем или иным причи-
нам.
Очевидно, что на показатели надежности СОТ будут влиять как величина интегрального теп-
ловыделения за рассматриваемый промежуток времени, так и динамика остаточных тепловыделений
топлива. Мощность остаточного тепловыделения ядерного топлива Nост через время τст (в секундах)
после останова реактора, может быть определена [11] как
( )[ ]2,02,0
0
066,0 −− +−= Т
N
N
стст
ост ττ , (1)
где N0 - номинальная мощность реактора, отн. ед.; Nост - мощность остаточного тепловыделения в
момент времени τст; Т – время непрерывной работы реактора на уровне мощности N0, с.
Для определения суммарного остаточного энерговыделения ядерного топлива за произвольно
выбранный временной интервал времени между t2 и t1 после останова реактора воспользуемся упро-
щенной зависимостью (1), а именно
2,0
0
066,0 −= стN
N
ост τ , (1а)
которая достаточно хорошо описывает экспериментальные данные и может быть использована для
оценочных расчетов.
Соответственно суммарное остаточное тепловыделение ∆Nост за время (t2 - t1) после останова
реактора определяется по формуле
[ ]8,0
1
8,0
2
0825,0 ttNост −=∆ . (2)
В табл. 1 представлена информация о значениях Nост и ∆Nост , рассчитанных для различных
моментов времени после останова реактора ВВЭР-1000 тепловой мощностью N0 = 3,0·109 Вт, на ко-
торые есть ссылки в статье ниже.
Таблица 1
Параметр
Время после останова реактора, ч
26280 2472 720 240 120 24 2
Nост, Вт 2,54·105 2,06·106 4,11·106 6,57·106 8,47·106 1,41·107 2,72·107
∆Nост, Дж 5,95·1014 8,98·1013 3,35·1013 1,39·1013 7,98·1012 2,20·1012 3,02·1011
Пример анализа надежности СОТ проведем для случая, когда необходимо обеспечить ава-
рийный отвод остаточного тепловыделения в течение 2472 ч (~100 сут). Это время выбрано по
наиболее консервативным оценкам необходимости обеспечения аварийного отвода остаточного теп-
ловыделения в случае экстремального воздействия на АЭС и регион ее расположения природных,
техногенных катастроф или военных действий.
В настоящее время требуемое время непрерывной автономной работы СОТ ограничено 72 ч,
чего явно недостаточно, если учитывать ход развития аварии на Fukushima-1. Поэтому рассмотрим
наиболее консервативные требования, которые могут быть предъявлены сегодня к СОТ.
ОБОСНОВАНИЕ НАДЕЖНОСТИ СИСТЕМ ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 7
В соответствии с данными табл. 1 дальнейшее рассмотрение проведем с учетом следующих
четырех ограничений (предположений).
1. Тепловыделение за первые 2 ч (консервативная оценка в соответствии с [9]), приводящее к
ППТ и последующему плавлению топлива ядерного реактора, ∆Nост = 3,0·1011 Дж.
2. Минимальное время до достижения значения ППТ в отсутствие теплоотвода составляет 2 ч.
Выделяющаяся за 2472 ч тепловая энергия 9,0·1013 Дж намного больше ППТ за первые 2 ч.
Поэтому для исключения повреждения топлива активной зоны необходимо предотвратить достиже-
ние ППТ ∆Nост = 3,0·1011 Дж в пределах 2 ч.
С течением времени значения принятых первых двух ограничений изменяются и зависят от
сценария аварии. Так, например, время достижения ППТ через сутки уже будет составлять 6 ч, через
5 суток – 10 ч. При этом за счет более длительного отвода тепла через поверхность оборудования 1-го
контура или через течь теплоносителя будет увеличиваться и предельное тепловыделение, приводя-
щее к достижению ППТ, т.е. ∆Nост > 3,0·1011 Дж. Поэтому ранее принятые ограничения позволяют
получить более консервативные оценки надежности СОТ.
Для аварийного отвода остаточного тепловыделения топлива в реакторе ВВЭР-1000 преду-
смотрены две системы, входящие в нашем рассмотрении в СОТ [12]: система аварийного охлаждения
активной зоны высокого давления (САОЗ ВД) и система аварийного охлаждения активной зоны низ-
кого давления (САОЗ НД) (рис. 1).
.
Рис. 1. Упрощенная технологическая схема соединения основных элементов САОЗ ВД и САОЗ НД
по электропитанию (ДГ) и по потоку теплоносителя. Представлен один канал. Два других канала
полностью идентичны.
СОТ содержит три пары каналов САОЗ ВД и САОЗ НД. В один канал САОЗ ВД входят: бак
приямок (БП), теплообменник (ТО), насос ВД (Нв), арматура (Ав). В один канал САОЗ НД входят
следующие элементы: бак приямок (БП), теплообменник (ТО), насос НД (Нн), Арматура (Ан). Эле-
менты БП и ТО являются общими элементами для САОЗ ВД и САОЗ НД.
3. По консервативной оценке, которая также может корректироваться, принимаем следующее
третье ограничение [13]: подтвержденное время непрерывной работы канала САОЗ ВД 1t = 72 ч. Та-
ким образом, если принять в рассмотрении, что канал САОЗ НД начнет работу после окончания ра-
боты САОЗ ВД, то время непрерывной работы канала САОЗ НД составит t2 = 2400 ч. Суммарное
время работы каналов СОТ, как и оговаривалось, составит t12 = t1 + t2 = 2472 ч.
В комплексе рассмотрения исходного положения о необходимости обеспечения непрерывной
работы СОТ в течение 2472 ч принятые ограничения по требуемому времени непрерывной работы
СОТ достаточно консервативны. Они предполагают, что по истечении 103 сут после аварии будет
восстановлена работа систем нормальной эксплуатации реакторной установки, и отвод остаточного
тепловыделения будет производиться также и с их помощью. Также учтем в рассмотрении, что отвод
остаточного тепловыделения технологически может осуществляться одним каналом СОТ [12]. По-
Насос ВД
Активная
зона
ДГ
ТО
Бак
Насос НД
БП
В. И. БОРИСЕНКО, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. ПАМПУРО
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 8
этому в структуре СОТ одна пара каналов рассматривается как функционирующая (ФПК), а две дру-
гие - как резервные (РПК). Такое рассмотрение более технологично, так как позволит избегать вне-
запных отказов и отказов по общей причине (например, фильтры САОЗ) всех каналов СОТ в случае,
если они будут непрерывно работать параллельно, как этого требует ТРБЭ [14].
Рис. 2. Схема соединения по надежности основных элементов СОТ. Три параллельно включенных канала.
Первый канал - ДГ1, БП, ТО1, Нв1, Нн1, два других канала аналогично со своей нумерацией.
Рассмотрим процедуру определения надежности каналов СОТ (рис. 2) с учетом вышеназван-
ных ограничений, если требуемое время непрерывной работы СОТ составляет 2472 ч. Согласно ис-
ходным данным минимальное тепловыделение в топливе до ППТ (характеризуемое как случайная
величина Qj ) q = 3,0·1011 Дж. Соответственно отказ ФПК можно сформулировать как условие
)( qQ j ≥ , которое рассматривается как событие отказа ФПК.
Общее количество тепла (характеризуемое как случайная величина Qi), которое должно быть
отведено ФПК из активной зоны реактора за 2472 ч, составляет h = 9,0·1013 Дж. Это можно записать
как событие )( hQi ≤ .
Вероятность отказа ФПК RФ связана с вероятностями Р )( qQ j ≥ и Р )( hQi ≤ согласно вы-
ражению [6]
)()( hQPRqQP iФj ≤⋅=≥ . (3)
При отсутствии законов распределения вероятностей случайных величин Qj и Qi, согласно
максимальной энтропии [6] и выражению (3), максимально допустимая вероятность отказа ФПК RФ
может быть определена, как
3
13
11
103,3
100,9
100,3
)(
)( −⋅=
⋅
⋅===
h
q
QP
QP
R
i
j
Ф . (4)
Соответственно вероятность безотказной работы ФПК
996667,01 =−= фФ RР , (5)
а средняя наработка на отказ ТСФ для времени работы СОТ t12 = 2472 ч
ч
R
t
T
Ф
СФ
5
3
12 1036,7
103,3
2472 ⋅=
⋅
== − (6)
Полученное значение средней наработки на отказ СОТ больше срока службы АЭС и, следова-
тельно, его нельзя проверить на основе эксплуатационных статистических данных и нельзя управлять
надежностью СОТ. Оно имеет сугубо расчетное значение. Поэтому контроль безотказности СОТ сле-
дует осуществлять через контроль безотказности каналов.
Вероятности отказов канала САОЗ ВД RФ1 и канала САОЗ НД RФ2, образующие ФПК, зави-
сят от длительности их функционирования t1 и t2 следующим образом [6]:
2.
2,1
2
1.
2.1
1
ФФФ R
t
t
R
t
t
R += . (7)
Тогда вероятности отказов каналов ФПК
Нв1
АкЗ
ДГ1 ТО1 Нн1
БП ДГ2
ДГ3
ТО2
ТО3 Нв3
Нн2
Нн3
Нв2
ОБОСНОВАНИЕ НАДЕЖНОСТИ СИСТЕМ ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 9
Ф
i
Фi R
t
t
R
⋅
=
2
12 , 2,1=i . (8)
С учетом значений t1 = 72 ч, t2 = 2400 ч и t12 = t1 + t2 = 2472 ч вероятности отказов каналов RФ1 =
=5,82·10-2 и RФ2 = 1,7·10-3. Эти значения могут быть проконтролированы в течение срока службы
АЭС.
Полученные значения вероятности отказов близки к эксплуатационным данным: в соответ-
ствии с [15] для канала САОЗ ВД вероятность отказа составляет 1,75·10-2, а для канала гидроемкость
(ГЕ) САОЗ вероятность отказа составляет 1,5·10-3.
Согласно полученным данным, особо высокие требования по надежности предъявляются к
каналу САОЗ НД. Вероятность отказа канала САОЗ НД сравнима с аналогичным показателем систе-
мы безопасности ГЕ САОЗ, построенной на пассивном принципе действия, а, следовательно, с про-
ектно заложенными высокими значениями показателей надежности.
Особые сложности возникают при восстановлении работоспособности СОТ, что видно из
следующего анализа. Согласно теории надежность восстанавливаемых систем оценивается коэффи-
циентом готовности ГiК [6]:
ГiК =
2.1
2.1
t
t
Bi +τ
, 3,1=i , (9)
где Biτ - время восстановления i-го канала.
Минимальное время вывода в ремонт САОЗ ВД (САОЗ НД) составляет 24 ч [11, 12], соответ-
ственно положим, что время ремонта одного канала Biτ = 24 ч, Тогда коэффициент готовности одно-
го канала ГiК = 0,9904, 3,1=i . Коэффициент готовности СОТ для независимых отказов каналов [6]
3)1(1 ГiГ КК −−= = 0,9999991. (10)
Значение ГК = 0,9999991 можно считать приемлемым для обеспечения безопасности ядерно-
го реактора. Однако, при ГК = 0,9999991 расчетное время восстановления работоспособности СОТ
(включение резервного канала) составит τ ≈ 8 с. Такое время включения резервного канала в настоя-
щее время обеспечить нельзя, так как время включения существующих на АЭС ДГ составляет поряд-
ка 20 - 40 с [9]. Однако это время существенно меньше времени возможного неработоспособного со-
стояния СОТ (2 ч до ППТ в первые часы после останова реактора) и его достаточно, чтобы заменить
отказавший канал на исправный резервный.
4. Учитывая время включения ДГ и время включения в работу СОТ по программе аппаратуры
ступенчатого пуска (АСП), необходимо ввести дополнительное четвертое ограничение на время
включения резервного канала τ = 60 с.
В табл. 2 приведены значения величин RФ2, Kri , Kr, ТСФ и τ в зависимости от требуемого не-
прерывного времени работы САОЗ НД.
Таблица 2
Параметр
Требуемое время работы САОЗ НД, ч
26280 2400 720 240 120
RФ2 2,6·10-4 1,7·10-3 4,9·10-2 1,2·10-2 2,1·10-2
iГК . 0,9991 0,9904 0,9706 0,9286 0,8889
Kr 0,9999999992 0,9999991 0,999975 0,999636 0,9986
ТСФ , ч 5,18·107
5,36·105 7,98·104 1,31·104 3,17·103
τ, с 0,1 7,9 72,5 409,5 949,5
Таким образом, с учетом принятых ограничений и допущений на работу СОТ максимальное
время, в течение которого обеспечивается отвод остаточных тепловыделений СОТ с учетом необхо-
димого времени восстановления τ ≈ 60 с, должно быть ~720 ч. В течение этого времени должно быть
обеспечено восстановление работоспособности систем нормальной эксплуатации реакторной уста-
новки, а в случае необходимости смонтированы и подключены дополнительные системы отвода
остаточных тепловыделений. Если определенного таким образом времени непрерывной работы СОТ
720 ч достаточно для гарантированного восстановления поврежденных систем АЭС в результате
природных, техногенных или военных воздействий на АЭС, то реализованных проектных решений
достаточно для обеспечения теплоотвода ядерного реактора. В противном случае, если в результате
В. И. БОРИСЕНКО, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. ПАМПУРО
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 10
постулируемых воздействий на АЭС восстановление поврежденных систем АЭС не может быть га-
рантировано за 720 ч, необходимо дополнительно к проекту дооснастить реакторную установку до-
полнительным высоконадежными системами отвода остаточных тепловыделений.
Если еще дополнительно учесть, что в проектах эксплуатируемых энергоблоков с ВВЭР-1000
не предусмотрены технические средства для отвода остаточного тепловыделения в условиях дли-
тельного полного обесточивания АЭС с потерей аварийных источников электроснабжения, то оче-
видно, что для надежного обеспечения отвода остаточного тепловыделения реакторная установка с
ВВЭР-1000 должна быть дополнительно оснащена, например системами пассивного отвода остаточ-
ных тепловыделений (СПОТ). Поэтому в новых проектах ВВЭР-100/(В-392, В-428, В-446, В-412) по
сравнению с проектом ВВЭР-1000/В-320 дополнительно предусмотрены новые пассивные системы
безопасности, в том числе различные СПОТ, а также разработаны система подавления водорода,
устройство для улавливания расплава активной зоны, двойная ЗО здания реактора [16].
Учитывая четвертое ограничение, необходимо принять допустимое время непрерывной рабо-
ты канала (время между отказами) САОЗ НД 2.1t = 720 ч и время восстановления 72,5 с.
При наработке на отказ канала СОТ 720 ч и требуемом времени, согласно четвертому ограни-
чению 2t = 2400 ч, по истечении которого будет восстановлена работа систем АЭС в необходимом
объеме, потребуется примерно три раза восстанавливать работоспособность ФПК. Восстановление
работоспособности ФПК в аварийном режиме (в течение 2400 ч) связано с проблемой обеспечения
безопасности обслуживающего (ремонтирующего) персонала.
Для решения проблемы обеспечения безопасности обслуживающего (ремонтного) персонала
требуется исключить ремонт СОТ в аварийном состоянии реакторной установки. Это можно обеспе-
чить, если внедрить в эксплуатацию СПОТ, построенную на пассивных принципах отвода тепла и,
соответственно, имеющую высокие показатели по надежности и не требующую проведения восста-
новительных работ в течение длительного времени (более 2472 ч).
Рассмотрим вопрос определения требований к надежности СПОТ в предположении, что ее
эффективность по теплоотводу сравнима с каналом СОТ - в действительности она меньше и в модели
необходимо учитывать разные возможности по отводу тепла в каналах СОТ и СПОТ. В новых проек-
тах ВВЭР принято 4-канальное исполнение СПОТ по 1-му контуру, которое компенсирует различие в
возможности теплоотвода каналом СОТ и СПОТ. Согласно принятой математической модели анали-
за безотказности, СПОТ должна функционировать в течение 2472 ч. В нашем рассмотрении эффек-
тивность СПОТ по теплоотводу сравнима с эффективностью канала СОТ. Поэтому его максимально
допустимая вероятность отказа должна удовлетворять определенному ранее по формуле (4) значению
RФ = 3,3·10-3 , и в соответствии с формулой (6) средняя наработка на отказ СПОТ ТСП = 7,36·105 ч.
Полученное расчетное значение средней наработки на отказ СПОТ 7,36·105 ч больше срока
службы АЭС и, следовательно, ее нельзя проконтролировать в процессе эксплуатации АЭС.
Чтобы устранить этот недостаток, СПОТ следует охватить контуром управления, включая си-
стему диагностики [6, 7]. Это позволяет существенно понизить требование непосредственно к безот-
казности СПОТ за счет безотказности контура управления, а также его себестоимость. Например, ес-
ли вероятность безотказности контура управления равна 0,99, то требуемое значение средней нара-
ботки на отказ СПОТ можно понизить на два порядка, что делает ее пригодной для контроля и при-
емлемой в цене [6, 9]. Тогда значение 7,36·105 ч можно рассматривать как сугубо расчетное значение
средней наработки на отказ СПОТ с контуром управления. При этом контроль надежности структуры
следует осуществлять косвенно, через контроль надежности СПОТ и системы управления.
Из приведенного анализа следует принципиальный вывод, что СПОТ является необходимым
дополнением к СОТ для обеспечения надежного аварийного отвода остаточных тепловыделений
ядерного реактора с позиций обеспечения более высоких показателей по безопасности АЭС
Приведенная методология ограничена только обоснованием требований к надежности СОТ и
СПОТ. Для управления безопасностью АЭС этого недостаточно. Требуются методы обеспечения
расчетных значений показателей надежности путем управления надежностью технологий изготовле-
ния и эксплуатации (ремонта) СОТ и СПОТ [6, 9].
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Капур К., Ламберсон Л. Надежность и проектирование систем.– М.: Мир, 1980.- 64с.
2. Haasl D.F. Advanced concepts in fault tree analysis // System Safety Symposium. Washington, DC. - 1965. –
Р. 178 - 193.
ОБОСНОВАНИЕ НАДЕЖНОСТИ СИСТЕМ ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 11
3. Хенли Э.Д., Кумамото Х. Надежность технических систем и оценка риска. – М.: Машиностроение, 1984. –
528 с.
4. Уивер Л. Риск от аварии на АЭС с легководными реакторами // Безопасность ядерной энергетики. – М:
Атомиздат. 1980. - С.114 - 133.
5. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ. - М.: Физма-
тлит, 2008. - 352 с.
6. Пампуро В.И. Оптимальное управление безопасностью экологически опасных объектов. - К.: Наук. думка,
2012. – 599 с.
7. Борисенко В.И., Ключников А.А., Пампуро В.И. Обоснование показателей безопасности АЭС // Проблеми
безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. – 2011. - Вип.15. - С. 6 - 10
8. Правила ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском. НП
306.2.145-2008.
9. Национальный отчет Украины. Результаты «стресс-тестов». – ГИЯРУ, 2011. -136 с.
10. Журбенко А.В., Будаев М.А., Звонарев Ю.А. и др. Анализ протекания запроектных аварий и их радиацион-
ных последствий для проектирования системы аварийного сброса из герметичных помещений АЭС с
ВВЭР // 8-я МНТК «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». МНТК-12. Москва,
23 - 25 мая 2012. - С. 189 - 192.
11. Хизанцян А.М., Оганесян Л.С. Остаточные энерговыделения при аварийных остановах реакторов типа
ВВЭР // Изв. НАН РА и ГИУА. Сер. ТН.2007.Т.LX, № 1. С. 100 - 106.
12. Отчет по анализу безопасности. База данных по ЯППУ для целей АЗПА. Запорожская АЭС. Энергоблок
№ 5. ЕР37-2006.310.ОД(3). - ООО «Энергориск», 2008. - 569 с.
13. Заключительный отчет по вероятностному анализу безопасности первого уровня для внутренних исход-
ных событий энергоблока № 5 ОП ЗАЭС. 21.5.59.ОБ.04. - НАЭУ «Энергоатом», 2005.
14. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока № 4 Ривненской АЭС. 4-Р-РАЭС.
15. Южно-Украинская АЭС. Энергоблок № 1. Отчет по анализу безопасности. Вероятностный анализ без-
опасности. ВАБ 1 уровня при работе энергоблока № 1 ЮУ АЭС на номинальном уровне мощности. Ито-
говый отчет. 23.1.39.ОБ.04.01. – Южноукраинск: НАЭК «Энергоатом». – 444 с.
16. Колтаков В.И., Стефанишин Н.А., Остапчук С.А. Эволюция проектов реакторных установок ВВЭР-1000
// Ядерна та радіаційна безпека. - 2011. - № 4 (52). - С. 33 - 39.
В. І. Борисенко, О. О. Ключников, В. І. Пампуро
Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, корп. 106, Київ, 03028, Україна
ОБГРУНТУВАННЯ НАДІЙНОСТІ СИСТЕМ ВІДВОДУ ЗАЛИШКОВОГО ТЕПЛОВИДІЛЕННЯ
ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА З ПОЗИЦІЙ БЕЗПЕКИ АЕС
Розглянуто методологію визначення показників надійності систем відведення тепла (СВТ) ВВЕР-1000.
Аналіз надійності СВТ проведено для випадку забезпечення безперервної роботи з відведення залишкових теп-
ловиділень протягом ~ 100 діб, а також при таких припущеннях: межа пошкоджуваності ТВЕЛ за відсутності
тепловідведення становить 3,0·1011 Дж; мінімальний час до досягнення межі пошкоджуваності ТВЕЛ становить
2 год; час на включення резервного каналу СВТ становить 60 с. При цьому отримано, що час середнього напра-
цювання на відмову СВТ більший за термін служби АЕС і, відповідно, не може бути підтверджено на основі
експлуатаційних статистичних даних, а отже, не можна керувати надійністю СВТ. Тому контроль безвідмовно-
сті СВТ слід здійснювати через контроль безвідмовності його каналів. При цьому необхідний час безперервної
роботи каналу (час між відмовами) становить 720 ч. З огляду на те, що існуючі вимоги по часу безперервної
роботи каналу СВТ обмежені 240 год, для забезпечення необхідних показників надійності СВТ необхідно за-
безпечити ремонтопридатність каналів СВТ. Також необхідна надійність СВТ може бути досягнута, якщо доос-
настити реакторну установку системами пасивного відводу тепла, які спочатку мають високі показники надій-
ності і не вимагають відновлювальних робіт протягом тривалого часу (30 - 100 діб) після постульованій аварії з
знеструмленням ВВЕР-1000.
Ключові слова: залишкове тепловиділення, система відводу тепла, надійність, коефіцієнт готовності,
напрацювання на відмову, система пасивного відводу тепла.
V. I. Borysenko, О. О. Kliuchnykov, V. I. Pampuro
Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants NAS of Ukraine, Lysogirska str., 12, building 106,
Kyiv, 03028, Ukraine
JUSTIFICATION OF RELIABILITY OF THE SYSTEM DECAY HEAT REMOVAL
OF A NUCLEAR REACTOR FROM THE POINT OF VIEW OF NPP SAFETY
В. И. БОРИСЕНКО, А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. ПАМПУРО
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 12
The article describes the methodology for determining the reliability of the systems decay heat removal
(SDHR) of VVER-1000. Reliability analysis of the SDHR made for the case to ensure continuous operation for decay
heat removal for about 100 days. Also, under the following assumptions: the limit of damage to the fuel elements in the
absence of heat removal is 3,0·1011 J, the minimum time to reach the limit of damage to the fuel elements is 2 hours,
while the inclusion of back-channel SDHR is 60 seconds. In this case, it was found that the average time between fail-
ures SDHR more plant life, and therefore, can not be verified on the basis of operational statistics and, therefore, can
not be controlled of reliability system. Therefore, control of system reliability should be done through the control of
reliability of its channels. In this case, the required uptime channel (Time Between Failures) is 720 hours. Because the
existing requirements for the running time of the channel is limited SDHR 240 hours, to ensure the reliability required
to ensure maintainability of the SDHR channels. SDHR also required reliability can be achieved if the reactor system
retrofit passive heat removal systems, which initially have a high reliability and not require rehabilitation for a long time
(30 - 100 days) following a postulated accident with a blackout of the VVER-1000.
Keywords: decay heat, heat removal system, reliability, availability factor, time to failure, passive heat removal
system.
REFERENCES
1. Kapoor K., Lamberson L. Reliability and systems design. – Moskva: Mir, 1980. – P. 64 (Rus)
2. Haasl D.F. Advanced concepts in fault tree analysis // System Safety Symposium. Washington, DC. - 1965. –
Р. 178 - 193.
3. Henley E.J, Kumamoto H. Reliability engineering and risk assessment. - Moskva: Mashinostroenie, 1984. -
P. 528. (Rus)
4. Weaver L. The risk of accidents at nuclear power plants with light water reactors // Safety of nuclear power. -
Moskva: Atomizdat. 1980. - P. 114 - 133. (Rus)
5. Ostreikovskyy V.A, Shvyryaev Y. Safety of nuclear power plants. Probabilistic analysis. - Moskva: Fizmatlit,
2008. P. 352. (Rus)
6. Pampuro V.I. Optimal safety control of ecologically dangerous objects. – Кyiv: Naukova Dumka, 2012. – 599 р.
(Rus)
7. Borysenko V.I., Klyuchnykov O.O., Pampuro V.I. Background of NPP safety parameters // Problemy bezpeky
atomnyh electrostantsiy i Chornobylya (Problems of Nuclear Power Plants' Safety and of Chornobyl). - 2011. -
Iss. 1. - P. 6 - 10. (Rus)
8. Rules nuclear reactors safety of nuclear power plants with pressurized water reactors. НП 306.2.145-2008. (Ukr)
9. National Report of Ukraine. The results of "stress tests". - GIYARU, 2011. - P. 136. (Rus)
10. Zurbenko A.V Budaev M.A, Zvonarev J.A. etc. Analysis of the flow of beyond design basis accidents and their
radiological consequences for the design of the emergency relief from hermetic rooms VVER. 8th IRTC "Safety,
efficiency and economics of nuclear power." IRTC-12. Moscow. 25.05.2012. - Р. 189 - 192. (Rus)
11. Hizantsyan A.M., Hovhannisyan L.S. Residual energy in emergency shutdown of the reactor VVER // Izvestija
NAN RA and SEUA. Ser. TN.2007.T.LX, № 1. - P. 100 - 106. (Rus)
12. Safety analysis report. Database of NSSS for BDBA. Zaporizhia nuclear power plant. Power unit number 5.
EP37-2006.310.OД (3). Ltd. "Energorisk", 2008. - 569 р. (Rus)
13. Final report of the PRA-1 for internal initiating events of ZNPP-5. 21.5.59. OБ.04. - NNEC "Energoatom",
2005.-P. 601. (Rus)
14. Technological rules of safe operation of power unit #4 Rivne NPP. 4-Р-РАЭС. (Rus)
15. South Ukrainian nuclear power plants. Power unit number 1. Safety analysis report. The probabilistic safety
analysis. PSA Level 1 when operating unit number 1 SUNPP at nominal power level. Final Report. 23.1.39.
OB.04.01. - Yuzhnoukrayinsk: NAEC "Energoatom". - P. 444. (Rus)
16. Koltakov V.I., Stefanishin N.A., Ostapchuk S.A. Evolution of reactor VVER-1000 // Jaderna ta radiatsiyna bezpe-
ka. - 2011. - Nо. 4 (52). - P. 33 - 39. (Rus)
Надійшла 02.09.2013
Received 02.09.2013
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-113349 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-11-28T21:54:52Z |
| publishDate | 2014 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. 2017-02-07T16:16:09Z 2017-02-07T16:16:09Z 2014 Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС / В.И. Борисенко, А.А. Ключников, В.И. Пампуро // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 5-12. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113349 621.039 Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР- 1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных тепловыделений в течение ~ 100 сут, а также при следующих предположениях: предел повреждаемости твэлов в отсутствии теплоотвода 3,0•10¹¹ Дж; минимальное время до достижения предела повреждаемости твэлов составляет 2 ч; время на включение резервного канала СОТ 60 с. При этом получено, что время средней наработки на отказ СОТ больше срока службы АЭС, соответственно не может быть подтверждено на основе эксплуатационных статистических данных и, следовательно, нельзя управлять надежностью СОТ. Поэтому контроль безотказности СОТ следует осуществлять через контроль безотказности его каналов. При этом требуемое время непрерывной работы канала (время между отказами) составляет 720 ч. Ввиду того, что существующие требования по времени непрерывной работы канала СОТ ограничены 240 ч, для обеспечения требуемых показателей надежности СОТ необходимо обеспечить ремонтопригодность каналов СОТ. Также требуемая надежность СОТ может быть достигнута, если дооснастить реакторную установку системами пассивного отвода тепла, которые изначально имеют высокие показатели надежности и не требуют восстановительных работ в течение продолжительного времени (30 – 100 сут) после постулируемой аварии с обесточиванием ВВЭР-1000. Розглянуто методологію визначення показників надійності систем відведення тепла (СВТ) ВВЕР-1000. Аналіз надійності СВТ проведено для випадку забезпечення безперервної роботи з відведення залишкових тепловиділень протягом ~ 100 діб, а також при таких припущеннях: межа пошкоджуваності ТВЕЛ за відсутності тепловідведення становить 3,0•10¹¹ Дж; мінімальний час до досягнення межі пошкоджуваності ТВЕЛ становить 2 год; час на включення резервного каналу СВТ становить 60 с. При цьому отримано, що час середнього напрацювання на відмову СВТ більший за термін служби АЕС і, відповідно, не може бути підтверджено на основі експлуатаційних статистичних даних, а отже, не можна керувати надійністю СВТ. Тому контроль безвідмовності СВТ слід здійснювати через контроль безвідмовності його каналів. При цьому необхідний час безперервної роботи каналу (час між відмовами) становить 720 ч. З огляду на те, що існуючі вимоги по часу безперервної роботи каналу СВТ обмежені 240 год, для забезпечення необхідних показників надійності СВТ необхідно забезпечити ремонтопридатність каналів СВТ. Також необхідна надійність СВТ може бути досягнута, якщо дооснастити реакторну установку системами пасивного відводу тепла, які спочатку мають високі показники надійності і не вимагають відновлювальних робіт протягом тривалого часу (30 - 100 діб) після постульованій аварії з знеструмленням ВВЕР-1000. The article describes the methodology for determining the reliability of the systems decay heat removal (SDHR) of VVER-1000. Reliability analysis of the SDHR made for the case to ensure continuous operation for decay heat removal for about 100 days. Also, under the following assumptions: the limit of damage to the fuel elements in the absence of heat removal is 3,0•10¹¹ J, the minimum time to reach the limit of damage to the fuel elements is 2 hours, while the inclusion of back-channel SDHR is 60 seconds. In this case, it was found that the average time between failures SDHR more plant life, and therefore, can not be verified on the basis of operational statistics and, therefore, can not be controlled of reliability system. Therefore, control of system reliability should be done through the control of reliability of its channels. In this case, the required uptime channel (Time Between Failures) is 720 hours. Because the existing requirements for the running time of the channel is limited SDHR 240 hours, to ensure the reliability required to ensure maintainability of the SDHR channels. SDHR also required reliability can be achieved if the reactor system retrofit passive heat removal systems, which initially have a high reliability and not require rehabilitation for a long time (30 - 100 days) following a postulated accident with a blackout of the VVER-1000. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС Обгрунтування надійності систем відводу залишкового тепловиділення ядерного реактора з позицій безпеки АЕС Justification of reliability of the system decay heat removal of a nuclear reactor from the point of view of NPP safety Article published earlier |
| spellingShingle | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС Борисенко, В.И. Ключников, А.А. Пампуро, В.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_alt | Обгрунтування надійності систем відводу залишкового тепловиділення ядерного реактора з позицій безпеки АЕС Justification of reliability of the system decay heat removal of a nuclear reactor from the point of view of NPP safety |
| title_full | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_fullStr | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_full_unstemmed | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_short | Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС |
| title_sort | обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности аэс |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113349 |
| work_keys_str_mv | AT borisenkovi obosnovanienadežnostisistemotvodaostatočnogoteplovydeleniââdernogoreaktoraspoziciibezopasnostiaés AT klûčnikovaa obosnovanienadežnostisistemotvodaostatočnogoteplovydeleniââdernogoreaktoraspoziciibezopasnostiaés AT pampurovi obosnovanienadežnostisistemotvodaostatočnogoteplovydeleniââdernogoreaktoraspoziciibezopasnostiaés AT borisenkovi obgruntuvannânadíinostísistemvídvoduzališkovogoteplovidílennââdernogoreaktorazpozicíibezpekiaes AT klûčnikovaa obgruntuvannânadíinostísistemvídvoduzališkovogoteplovidílennââdernogoreaktorazpozicíibezpekiaes AT pampurovi obgruntuvannânadíinostísistemvídvoduzališkovogoteplovidílennââdernogoreaktorazpozicíibezpekiaes AT borisenkovi justificationofreliabilityofthesystemdecayheatremovalofanuclearreactorfromthepointofviewofnppsafety AT klûčnikovaa justificationofreliabilityofthesystemdecayheatremovalofanuclearreactorfromthepointofviewofnppsafety AT pampurovi justificationofreliabilityofthesystemdecayheatremovalofanuclearreactorfromthepointofviewofnppsafety |