Минимальный перечень параметров, представляемый по результатам анализа нарушений нормальной эксплуатации, включая аварии

1. Изменение во времени параметров РУ:

 

мощность реактора;

 

давление в первом контуре (на выходе из активной зоны, в КД);

 

температура теплоносителя (на выходе из активной зоны, на входе в реактор, температура насыщения);

 

масса теплоносителя в первом контуре, в реакторе;

 

коэффициенты запаса до кризиса для твэл различной мощности;

 

расход и энтальпия теплоносителя, истекающего из контура (для аварий с течами из первого или из второго контуров);

 

расход и энтальпия подаваемой среды от СБ в первый контур и парогенераторы;

 

тепловой поток, отводимый СБ от первого контура и парогенераторов;

 

температура оболочки твэла для твэлов различной мощности;

 

температура топлива для твэлов различной мощности;

 

энтальпия топлива (для реактивностных аварий);

 

давление под оболочкой твэл (перепад давления на оболочке твэла);

 

паросодержание в активной зоне (объемное, весовое);

 

уровень теплоносителя в реакторе (весовой, физический);

 

давление во втором контуре (в ПГ, в главном паровом коллекторе);

 

расход питательной воды в ПГ;

 

расход теплоносителя на выходе из реактора;

 

уровень теплоносителя в ПГ (весовой, физический);

 

тепловой поток через ПГ;

 

температура (энтальпия) питательной воды на входе в ПГ;

 

масса (доля) окисленного циркония (при наличии пароциркониевой реакции);

 

выход водорода (скорость выхода, интегральный выход);

 

суммарная реактивность активной зоны и ее составляющие (для реактивностных аварий);

 

расход (пара, воды) через паросбросные устройства первого и второго контура;

 

температура среды и уровень в БВ (если авария приводит к нарушению охлаждения топлива, хранимого в БВ).

 

При выполнении расчетных анализов в квазитрехмерном приближении необходимо привести картограммы распределения параметров для представительных моментов времени.

 

1.1. Дополнительно для тяжелых аварий:

 

изменение во времени агрегатного состава топлива, поглотителя и конструкционных элементов;

 

накопление компонентов расплава в нижней части корпуса реактора;

 

энерговыделение вследствие реакции окисления.

 

2. Изменение параметров в ГО:

 

давление в расчетных объемах ГО;

 

температура в расчетных объемах ГО;

 

выход радионуклидов в ГО;

 

объем (уровень) воды в приямке ГО;

 

скорость генерации водорода;

 

состав парогазовой среды в расчетных объемах;

 

расход, энтальпия воды от спринклерной системы;

 

поток тепла, отводимый от ГО;

 

расход утечки из ГО.

 

2.1. Дополнительно для тяжелых аварий:

 

масса и состав расплава, вышедшего из корпуса реактора;

 

энерговыделение в расплаве, вышедшем из корпуса реактора;

 

скорость генерации горючих газов при взаимодействии расплава с бетоном;

 

поток тепла, поступающего в ГО от расплава;

 

скорость абляции бетона;

 

концентрация радионуклидов и аэрозолей в отсеках ГО;

 

расход воды, подаваемый на охлаждение расплава (в случае подачи воды на охлаждение расплава).

 

3. Радиационные последствия

 

Должны быть приведены сведения о процессах переноса продуктов деления в пределах ГО с представлением следующей информации:

 

величины утечки продуктов деления в окружающую среду (на всех стадиях развития аварии с учетом всех возможных путей утечки);

 

характеристики поверхностей технологических помещений вдоль пути прохождения продуктов деления;

 

теплофизических характеристик атмосферы, необходимых для расчета переноса продуктов деления.

 

Должны быть приведены результаты расчета мощности дозы в помещениях АС, на площадке АС, а также результаты расчета доз облучения населения.

 

Должен быть приведен радионуклидный состав и активность выброса в окружающую среду в зависимости от времени на различных этапах аварии.

 

Приложение N 9

к федеральным нормам и правилам

в области использования атомной энергии

"Требования к содержанию отчета

по обоснованию безопасности

блока атомной станции

с реактором типа ВВЭР", утвержденным

приказом Федеральной службы по

экологическому, технологическому и

атомному надзору

от 13 февраля 2017 года N 53

Примерный перечень запроектных аварий  

________________

Настоящий примерный перечень запроектных аварий установлен в соответствии с положениями пункта 1.2.16 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15)  утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. N 522  (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный N 40939; официальный интернет-портал правовой информации http://www.pravo.gov.ru, 5 февраля 2016 г., N 0001201602050003). В соответствии с положениями указанного пункта федеральных норм и правил в области использования атомной энергии в ООБ АС представляется окончательный перечень запроектных аварий.

 

1. Состояния РУ с работой реактора на мощности (включая МКУ) и состояния останова с разогретым первым контуром.

 

1.1. Спектр ожидаемых нарушений нормальной эксплуатации АС с наложением отказа аварийной защиты.

 

1.2. Спектр течей первого контура (в пределах ГО, за пределы ГО в смежные системы, из первого контура во второй) с отказом активных элементов САОЗ (с отказом системы электроснабжения собственных нужд АС нормальной эксплуатации и системы аварийного электроснабжения).

 

1.3. Спектр течей из первого контура во второй с отказом изоляции аварийного ПГ (сценарии, не рассмотренные в составе проектных аварий).

 

1.4. Длительное полное обесточивание АС (потеря систем электроснабжения собственных нужд АС нормальной эксплуатации и системы аварийного электроснабжения).

 

1.5. Большие течи первого контура с дополнительными отказами, приводящими к байпасу ГО.

 

1.6. Разрыв трубопровода второго контура с отказом изоляции аварийного ПГ (сценарии, не рассмотренные в составе проектных аварий).

 

1.7. Отказ систем нормальной эксплуатации и активных систем безопасности, осуществляющих отвод тепла от РУ и БВ к конечному поглотителю.

 

1.8. Внешние воздействия природного и техногенного характера с интенсивностью, превышающей учитываемые в проекте АС, а также сочетания указанных воздействий.

 

1.9. Пожары в помещениях АС и на площадке АС (сценарии, не рассмотренные в составе проектных аварий).

 

1.10. Затопления в помещениях АС и на площадке АС (сценарии, не рассмотренные в составе проектных аварий).

 

1.11. Спектр тяжелых аварий (включая внутрикорпусную и внекорпусную стадии).

 

1.11.1. Длительное полное обесточивание АС, приводящее к осушению ПГ и выкипанию теплоносителя первого контура (с принятием мер по снижению давления первого контура и без принятия таких мер).

 

1.11.2. Спектр течей первого контура внутри ГО с отказом активных элементов САОЗ, приводящих к тяжелому повреждению твэлов в активной зоне.

 

1.11.3. Спектр течей из первого контура во второй с отказом активных элементов САОЗ, приводящих к тяжелому повреждению твэлов в активной зоне.

 

2. Состояния с остановленным реактором с неразогретым первым контуром.

 

2.1. Длительное полное обесточивание АС (потеря систем электроснабжения собственных нужд АС нормальной эксплуатации и системы аварийного электроснабжения).

 

2.2. Спектр течей первого контура с наложением дополнительных отказов (сценарии, не рассмотренные в составе проектных аварий).

 

2.3. Аварии при хранении и транспортировании топлива.

 

2.4. Аварии при обращении с РВ и РАО.

 

2.5. Спектр тяжелых аварий.

 

Приложение N 10

к федеральным нормам и правилам

в области использования атомной энергии

"Требования к содержанию отчета

по обоснованию безопасности

блока атомной станции

с реактором типа ВВЭР", утвержденным

приказом Федеральной службы по

экологическому, технологическому и

атомному надзору

от 13 февраля 2017 года N 53

Исходные данные для выполнения анализа нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные и запроектные аварии

1. Начальные условия

 

Должны быть представлены:

 

мощность реактора;

 

давление над активной зоной;

 

температура теплоносителя на входе в реактор;

 

расход теплоносителя через реактор;

 

уровень в компенсаторе давления;

 

уровень в ПГ (весовой (физический));

 

расход питательной воды на один ПГ;

 

температура питательной воды в номинальном режиме;

 

температура питательной воды при отключении ПВД.

 

2. Геометрические и топологические исходные данные

 

Должны быть приведены основные конструктивные характеристики (объемы, длины, площади проходных сечений, перепады высот, поверхности теплообмена, массы, толщины стен, гидравлические диаметры, местные сопротивления) для:

 

реактора (нижняя и верхняя камеры, опускной кольцевой канал, пространство под крышкой реактора);

 

активной зоны (твэл, кассета, межкассетное пространство);

 

главного циркуляционного трубопровода (горячая и холодная нитки, гидрозатворы, места подводящих и отводящих патрубков);

 

ПГ (корпус, коллекторы, трубчатка, патрубки);

 

компенсатора давления;

 

паропроводов;

 

гидроемкостей САОЗ.

 

Для принятой схемы расчетной нодализационной схемы необходимо привести высотные отметки расчетных объемов, соединений, мест разрывов трубопроводов, мест подачи теплоносителя, питательной воды.

 

3. Физические исходные данные

 

Должны быть представлены:

 

нейтронно-физические характеристики (коэффициенты неравномерности распределения мощности, коэффициенты реактивности, интегральная эффективность СУЗ (без одного наиболее эффективного ОР СУЗ), время жизни мгновенных нейтронов, доли запаздывающих нейтронов);

 

кривую (таблицу) остаточных энерговыделений;

 

накопление продуктов деления под оболочками твэлов и в топливе на момент аварии;

 

свойства конструкционных материалов и топлива (теплоемкость, теплопроводность и плотность);

 

физико-химические свойства реагентов и растворов, образующихся в процессе аварии, их радиационную стойкость, константы распределения и химические реакции с основными соединениями йода;

 

исходные массы топлива и конструкционных материалов в реакторе (топливо, цирконий, сталь, поглотитель);

 

в случае выполнения трехмерных расчетов приводить: картограммы загрузки активной зоны, выгорания топлива и энерговыделения по каждой ТВС.

 

4. Технологические исходные данные

 

Должны быть представлены:

 

основные проектные характеристики (мощность, напор, производительность, алгоритмы работы, уставки срабатывания/отключения, и т.п.) для СБ и систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности, предусмотренных в проекте АС и учитываемых при выполнении анализов безопасности;

 

перечень уставок срабатывания AЗ;

 

перечень технологических защит и блокировок по параметрам первого и второго контура, по параметрам в ГО;

 

алгоритмы работы основных регуляторов (тип регулятора, режимы работы, входные сигналы, пределы регулирования);

 

времена закрытия отсечной арматуры.

 

Электронный текст документа

подготовлен АО "Кодекс" и сверен по:

Официальный интернет-портал

правовой информации

www.pravo.gov.ru, 12.05.2017,

N 0001201705120021

Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР" (Источник: ИСС "ТЕХЭКСПЕРТ")