Обоснование показателей безопасности АЭС

Abstract

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.