Обоснование показателей безопасности АЭС

dc.contributor.author	Борисенко, В.И.
dc.contributor.author	Ключников, А.А.
dc.contributor.author	Пампуро, В.И.
dc.date.accessioned	2017-01-29T08:56:07Z
dc.date.available	2017-01-29T08:56:07Z
dc.date.issued	2011
dc.identifier.citation	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.	uk_UA
dc.identifier.issn	1813-3584
dc.identifier.uri	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112880
dc.description.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.	uk_UA
dc.description.abstract	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.	uk_UA
dc.description.abstract	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.	uk_UA
dc.language.iso	ru	uk_UA
dc.publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України	uk_UA
dc.relation.ispartof	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
dc.subject	Проблеми безпеки атомних електростанцій	uk_UA
dc.title	Обоснование показателей безопасности АЭС	uk_UA
dc.title.alternative	Обгрунтування показників безпеки АЕС	uk_UA
dc.title.alternative	Background of NPP safety parameters	uk_UA
dc.type	Article	uk_UA
dc.status	published earlier	uk_UA
dc.identifier.udc	621.039.58