ТИПОВОЕ СОДЕРЖАНИЕ ТЕХНИЧЕСКОГО ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ

(ТС ТОБ РУ-87)

Энергоатомиздат

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО НАДЗОРУ ЗА БЕЗОПАСНЫМ ВЕДЕНИЕМ РАБОТ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

(Госатомэнергонадзор СССР)

ПРАВИЛА И НОРМЫ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

СОГЛАСОВАНО:                                                    УТВЕРЖДЕНО:

Министерством атомной                                        Государственным комитетом СССР

энергетики СССР                                                    по надзору за безопасным ведением

27 января 1987 г.                                                      работ в атомной энергетике

11 февраля 1987 г.

Государственным комитетом СССР

по использованию атомной энергии

11 сентября 1986 г.

ТИПОВОЕ СОДЕРЖАНИЕ ТЕХНИЧЕСКОГО ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ

(ТС ТОБ РУ-87)

ПН АЭГ-1-004-87

Москва Энергоатомиздат 1989

Серия основана в 1987 году

Приведены требования по структуре и содержанию информации по обоснованию безопасности реакторной установки (РУ) атомной станции. Эти требования служат руководством при разработке ТОБ РУ и его экспертизе на стадии разработки технического проекта РУ, подконтрольных Госатомэнергонадзору СССР.

НАЗНАЧЕНИЕ ТС ТОБ РУ И ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРЕДСТАВЛЯЕМОЙ ИНФОРМАЦИИ

"Типовое содержание технического обоснования безопасности реакторной установки (ТС ТОБ РУ)" разработано в соответствии с "Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82)" и содержит требования по структуре и содержанию информации по обоснованию безопасности реакторных установок атомных станций (АС), подконтрольных Госатомэнергонадзору СССР.

Под реакторной установкой (РУ) понимается комплекс систем и оборудования, входящих в границы разработки главного конструктора на основе их функциональной принадлежности к реактору. При этом безопасность РУ определяется как свойство РУ, которое при условии удовлетворения требований со стороны РУ к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС, связанным с РУ, обеспечивает выполнение требований нормативных документов в части РУ для безопасности АС в целом.

Требования ТС ТОБ РУ к содержанию ТОБ РУ, входящего в состав технического проекта РУ, служат руководством при разработке ТОБ РУ и его экспертизе на стадии разработки технического проекта РУ. ТОБ РУ должно иметь следующую структуру:

Введение

Глава 1. Основные критерии и принципы обеспечения безопасности РУ.

Глава 2. Описание важных для безопасности систем и оборудования РУ.

Глава 3. Требования к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС со стороны РУ.

Глава 4. Анализ безопасности РУ.

Глава 5. Вопросы эксплуатации РУ.

Глава 6. Снятие РУ с эксплуатации.

Приложения. Ниже приведены требования по структуре и содержанию информации, представляемой в отдельных разделах ТОБ РУ.

ТИПОВОЕ СОДЕРЖАНИЕ ТЕХНИЧЕСКОГО ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ

ВВЕДЕНИЕ

Должно быть дано общее представление о реакторной установке и ее назначении. Приведены принципиальная схема и основные параметры установки. Указана по системам, важным для безопасности, граница разработки главного конструктора РУ.

Глава 1

ОСНОВНЫЕ КРИТЕРИИ И ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РУ

1.1. Основные критерии и принципы обеспечения безопасности РУ

Должны быть изложены принятые в проекте РУ критерии и принципы безопасности РУ, которые вытекают из действующих нормативных документов по обеспечению безопасности АС при проектировании, сооружении и эксплуатации. При изложении критериев и принципов безопасности должны быть приведены ссылки на соответствующие нормативные документы.

Перечень действующих на момент разработки ТС ТОБ РУ нормативных документов по безопасности приведен в приложении 1.

1.2. Сравнение проекта РУ с аналогичными проектами

Должен содержать краткую, но достаточную информацию для сравнения разработанного проекта с другими отечественными проектами данного типа РУ. Сравнение должно отразить основные характеристики РУ, связанные с обеспечением ее безопасности. Должны быть выделены отличия в решениях вопросов безопасности по сравнению с аналогичными проектами.

1.3. Отступления от требований нормативных документов

Отступления от требований нормативных документов допускаются в исключительных случаях с обязательным доказательством обеспечения пределов безопасной эксплуатации. Решения по отступлениям от нормативных документов принимаются органами, утвердившими эти документы.

Все основные отступления от требований нормативных документов должны быть изложены в этом разделе.

Глава 2

ОПИСАНИЕ ВАЖНЫХ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ РУ

Должна быть приведена необходимая информация по важным для безопасности системам и оборудованию РУ, достаточная для оценки безопасности РУ.

Эта информация должна включать разделение систем и оборудования в соответствии с классификацией по безопасности и сейсмостойкости, требования по качеству в соответствии с нормативными документами, принципы и критерии разработки отдельных систем и оборудования, описания их конструкций, технологических схем, анализ влияния повреждений и отказов их элементов на безопасность РУ с выделением таких отказов, последствия которых требуют специального анализа в гл. 4, ввиду их потенциально опасного характера.

При обосновании проекта систем и оборудования РУ представляются результаты расчетов, экспериментальных исследований и испытаний. При этом дается краткая характеристика методов, с помощью которых получены результаты и обоснование представительности этих методов. Требуемая информация должна содержаться полностью, либо сопровождаться ссылками на опубликованные данные или научные исследования, оформленные в виде тематических отчетов и проектных документов, которые должны представляться по требованию эксплуатирующей организации и органов надзора разработчиком ТОБ РУ.

2.1. Классификация систем и оборудования РУ

Должен быть приведен перечень с классификацией систем и оборудования РУ по безопасности и сейсмостойкости согласно требованиям нормативных документов. Принятый перечень должен быть обоснован*.

__________

* Примерные перечни важных для безопасности систем и оборудования РУ некоторых типов даны в Приложениях 2, 5, 8, 11, 14, 17, 20, 23, которые уточняются при разработке проекта.

2.2. Структура содержания при рассмотрении системы (оборудования)

Должна быть рассмотрена в соответствии с приводимой ниже структурой каждая важная для безопасности система (оборудование), перечень которых дан в п. 2.1.

Содержащаяся в описании информация должна показать, что проект системы (оборудования) удовлетворяет требованиям нормативных документов.

Рассмотрение системы (оборудования) должно показать для каких отказов необходимо дать дополнительные специальные анализы последствий в гл. 4 и для каких отказов такие анализы не требуются.

2.2.1. Назначение и проектные основы

Дается формулировка назначения системы (оборудования), указывается ее место в соответствии с классификацией по безопасности и сейсмичности. Должны быть изложены критерии и принципы, а также проектные пределы, которые положены в основу проекта системы, для нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий. Необходимо определить, в чем состоят функции системы, дать критерии выполнения возложенных на систему функций.

Должны быть приведены предельно допустимые значения основных механических, теплогидравлических, нейтронно-физических, прочностных характеристик, а также допустимые значения показателей надежности системы при функционировании по обеспечению безопасности*.

________

* Значения показателей надежности приводятся при наличии заданных показателей в нормативных документах.

2.2.2. Описание конструкции и (или) технологической схемы

Должны быть даны описания конструкции и (или) технологической схемы с выделением отдельных выполняющих самостоятельные функции подсистем, оборудования, устройств, элементов, включая элементы крепления, опоры, фундаменты и т.п. Описания отдельных элементов могут быть выделены в самостоятельные подразделы с такой же структурой, как и описание системы в целом.

В описании должны быть приведены достаточно подробные рисунки и схемы, иллюстрирующие конструкцию системы или ее технологическую схему, а также основные технические характеристики системы и ее элементов.

Должны быть определены связанные с функционированием системы другие важные для безопасности системы РУ, а также системы, оборудование и сооружения АС**.

________

** В главе 3 формулируются требования по безопасности со стороны систем РУ в целом к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС, связанным с РУ.

2.2.3. Управление и контроль системы

Должны быть даны описания принципов управления и контроля данной системы, а также характеристики параметров (уставок), по которым срабатывают технологические защиты и блокировки, требования к точности измеряемых параметров, к метрологическому обеспечению средств и способов измерения этих параметров.

Должен быть приведен анализ схем управления системой на возможные опасные ответные реакции системы, приводящие к нарушению пределов безопасной эксплуатации в случае появления схемных неисправностей (таких как короткое замыкание, потеря качества изоляции, посадки и наводки напряжения).

2.2.4. Материалы

Должно быть приведено обоснование выбора материалов с учетом условий нормальной эксплуатации, нарушений условий нормальной эксплуатации и проектных аварий.

2.2.5. Обеспечение качества при изготовлении и монтаже

Должны быть даны основные требования по обеспечению качества для всех элементов системы при изготовлении и монтаже.

2.2.6. Пусконаладочные работы

Должна быть дана информация по пусконаладочным работам системы, включая перечень программ ее испытаний, выделены работы, опасные с точки зрения безопасности, и определены меры, предотвращающие возникновение аварий. Должна быть показана достаточность предпусковых испытаний системы для обоснования безопасной эксплуатации РУ.

2.2.7. Контроль и испытания при эксплуатации

Должна быть дана информация по методам, средствам объему и срокам проведения контроля состояния и испытаний системы для обеспечения ее надежности в процессе эксплуатации РУ. Должна быть дана характеристика мероприятий, предусмотренных для этих целей проектом, и показано их соответствие требованиям нормативной документации.

2.2.8. Нормальное функционирование системы

Должно быть дано описание функционирования системы при нормальной эксплуатации РУ, включая переходные режимы при плановых пусках и остановках.

Должны быть приведены описания состояния системы и ее элементов и их взаимодействия между собой и с другими системами РУ в процессе выполнения заданных функций.

Необходимо задать основные требования по безопасности, предъявляемые к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС, определенным в соответствии с п. 2.2.2.

Должно быть дано описание функционирования системы с учетом нагрузок, связанных с отказами других важных для безопасности систем РУ, заложенных в основу проекта. Должна быть дана характеристика предусмотренных проектом мер для защиты системы от воздействия этих отказов.

Для каждого режима работы системы, включая отказы других систем РУ, должны быть даны характеристика основных ее параметров (механических, теплогидравлических, физико-химических, нейтронно-физических, прочностных и т.п.), а также показатели надежности, и должно быть показано, что они не выходят за предельно допустимые значения, определенные в соответствии с п. 2.2.1.

2.2.9. Функционирование системы при отказах

Приводится анализ единичных отказов элементов системы, включая ошибки операторов, и дается оценка влияния их последствий на работоспособность системы и безопасность РУ.

При этом должны быть рассмотрены отказы пассивных элементов (трубопроводов, теплообменников, баков, обратных клапанов и т.п.), активных элементов (задвижек, насосов и т.п.), контрольно-измерительной аппаратуры системы, а также отказы связанных с ней управляющих и обеспечивающих систем для формулирования требований к этим системам. Особое внимание должно быть уделено анализу отказов по общей причине, включая возможные пожары.

При рассмотрении отказов должны быть заданы основные требования по безопасности, предъявляемые системой к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС, определенным в соответствии с п. 2.2.2.

Для рассматриваемых отказов должна быть дана качественная, а при необходимости количественная характеристика их последствий, в том числе и характеристика изменения основных параметров, влияющих на безопасность РУ. Необходимо показать воздействие этих отказов на работоспособность других систем РУ. Следует определить набор систем безопасности, необходимых для ограничения и (или) ликвидации последствий таких отказов, а также сформулировать требования к ним. Для систем безопасности должно быть проанализировано влияние отказов отдельных элементов на работоспособность системы в целом в соответствии с требованиями п. 1.2.4. ОПБ-82.

В результате рассмотрения должны быть выделены отказы, которые являются исходными событиями нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий и требуют дополнительного анализа в гл. 4.

Основой для такого отбора являются следующие условия:

- последствия исходного события таковы, что за предусмотренные границы выделяются радиоактивные вещества в количествах, которые могут превысить установленные для нормальной эксплуатации значения;

- последствия исходного события не очевидны из материалов, приведенных в данном разделе, и требуют специального анализа для обоснования выполнения критериев безопасности и проектных пределов.

2.2.10. Анализ надежности системы

На основании данных п. 2.2.9 должен быть проведен количественный анализ надежности системы в соответствии с требованиями п. 2.1.13 ОПБ-82.

2.2.11. Оценка проекта системы

На основании проведенного рассмотрения и с учетом результатов анализа гл. 4 должно быть отмечено, что проект системы отвечает принятым критериям и принципам безопасности, а также проектным пределам.

Глава 3

ТРЕБОВАНИЯ К ВАЖНЫМ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ СИСТЕМАМ, ОБОРУДОВАНИЮ И СООРУЖЕНИЯМ АС СО СТОРОНЫ РУ

Приводятся сгруппированные требования по безопасности, принятые в гл. 2 при рассмотрении систем и оборудования РУ, к каждой важной для безопасности системе, оборудованию и сооружению АС, связанным с функционированием РУ. Учет и обоснование этих требований проводится в гл. 4 при анализе безопасности РУ для выделенных в гл. 2 исходных событий.

3.1. Перечень важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, связанных с функционированием РУ

Приводится перечень важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, связанных с функционированием систем и оборудования РУ*, выделенных при рассмотрении в соответствии с п. 2.2.2.

__________

* Примерные перечни важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, требования к которым со стороны РУ некоторых типов подлежат описанию в гл. 3, приведены в Приложениях 3, 6, 9, 12, 15, 18, 21, 24, которые уточняются при разработке проекта.

3.2. Структура описаний требований по безопасности

Должны быть описаны требования по безопасности со стороны РУ к каждой важной для безопасности системе, оборудованию и сооружению АС, перечень которых дан в п. 3.1., по приводимой ниже структуре.

3.2.1. Назначение системы, оборудования и сооружений АС

Дается формулировка назначения системы, оборудования и сооружения АС и определяются взаимосвязи с РУ в целом. При этом следует привести рисунки или схемы, отражающие эти взаимосвязи.**

__________

** Возможны ссылки на соответствующие описания, выполненные в соответствии с п. 2.2.2, если описываемая система, оборудование и сооружение АС связана лишь с одной системой, оборудованием РУ.

3.2.2. Требования по безопасности при нормальном функционировании РУ

Приводятся требования к системе, оборудованию и сооружениям АС со стороны РУ при ее нормальном функционировании, принятые при описании систем и оборудования РУ в соответствии с п. 2.2.8. Требования должны быть заданы в виде качественных и количественных характеристик, обеспечение которых является необходимым условием безопасности РУ.

3.2.3. Требования по безопасности при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях РУ

Приводятся требования к системе, оборудованию и сооружениям АС со стороны РУ при нарушениях нормальной эксплуатации, и проектных авариях, принятые при описании систем и оборудования РУ в соответствии с п. 2.2.9. Требования должны быть заданы в виде качественных и количественных характеристик, обеспечение которых является необходимым условием безопасности РУ.

Глава 4

АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ РУ

Должен быть дан расчетный анализ протекания и последствий нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий для выделенных в гл. 2 исходных событий с учетом изложенных в гл. 3 требований со стороны РУ к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС, связанным с функционированием РУ.

4.1. Перечень исходных событий

В этом разделе должен быть дан перечень проектных исходных событий из числа выделенных в гл. 2 отказов систем и оборудования РУ для более детального анализа*.

__________

*Примерные перечни исходных событий для РУ некоторых типов приведены в Приложениях 4, 7, 10, 13, 16, 19, 22, 25, которые уточняются при разработке проекта.

4.2. Анализ безопасности

Должен быть приведен анализ для всех исходных событий по перечню п. 4.1 в соответствии с приводимой ниже структурой.

Рассматриваться должны такие варианты каждого исходного события и такие пути развития процесса, которые приводят к наиболее тяжелым последствиям.

4.2.1. выбор путей развития процесса

Дается выбор путей развития исходного события для последующего расчетного анализа. Выбор проводится с учетом требований нормативных документов по количеству и характеру одновременно учитываемых отказов систем (в пределах объема разработки главного конструктора) на основе рассмотрения:

- характеристики исходного события;

- систем, оборудования РУ, влияющих на протекание процесса.

4.2.2. Описание работы систем, оборудования и сооружений АС, влияющих на протекание процесса

Приводится описание функционирования систем, оборудования и сооружений АС, влияющих на протекание процесса, и их взаимодействия в той мере, в какой это необходимо для анализа процесса и его последствий. При этом могут делаться ссылки на соответствующие разделы ТОБ РУ, содержащие описание систем или требований к ним со стороны РУ.

4.2.3. Методика анализа

Должны быть даны:

- описание используемых физических и математических моделей, включая расчетные схемы, упрощения и допущения, принятые в целях облегчения анализа, и исходные данные;

- информация, достаточная для правильной оценки используемых физической и математической моделей;

- данные, касающиеся используемых методов и погрешностей результатов расчетов.

Требуемая информация должна содержаться полностью либо сопровождаться ссылками на опубликованные данные или научные исследования, оформленные в виде тематических отчетов и проектных документов, которые должны представляться по требованию эксплуатирующей организации и органов надзора разработчиком ТОБ РУ.

4.2.4. Результаты анализа

Должна быть приведена информация, подтверждающая выполнение установленных в главе 1 критериев и принципов безопасности. При этом дается качественное описание явлений, которые объясняют характер поведения параметров РУ, полученный в результате анализа.

Следует также привести временные зависимости наиболее важных параметров, характеризующих как работу систем и оборудования РУ, так и выбросы теплоносителя (по массе и энергии) и радионуклидов в помещения АС в процессе аварии.

4.2.5. Выводы

Дается оценка полученных результатов анализа протекания процесса с точки зрения выполнения установленных критериев и принципов безопасности. Должно быть показано, что в результате принятых в проекте РУ технических и организационных мероприятий при условии удовлетворения требований со стороны РУ к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС, связанным с РУ, обеспечивается безопасность АС.

Глава 5

ВОПРОСЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ

Должна быть представлена информация о методах и организации эксплуатации РУ, содержащая организационные вопросы безопасной эксплуатации, пределы и условия безопасной эксплуатации, а также меры, обеспечивающие проведение послеаварийных мероприятий.

5.1. Пределы и условия безопасной эксплуатации

5.1.1. Пределы безопасной эксплуатации

Должны быть описаны и даны обоснования пределов безопасной эксплуатации, установок для срабатывания защит и блокировок. При этом допускаются ссылки на гл. 4.

5.1.2. Условия безопасной эксплуатации

Должна быть представлена информация по следующим вопросам:

- уровни мощности и разрешенные режимы нормальной эксплуатации РУ;

- состав работоспособных систем и оборудования нормальной эксплуатации и систем безопасности, необходимых для осуществления пуска РУ и работы ее в разрешенных режимах;

- условия, связанные с предельно допустимыми уровнями активности теплоносителя, изменением его химического состава;

-условия, связанные с допустимыми циклами нагружения оборудования РУ и режимами ее работы с учетом проектного ресурса*;

- внешние условия, включая природные явления и явления, связанные с деятельностью человека вблизи площадки, при которых должно проводиться аварийное отключение РУ;

- условия по проведению технического обслуживания, испытаний и ремонтов важных для безопасности систем, оборудования и сооружений, включая их периодичность, объемы, методы и средства*;

_________________

* Возможны ссылки на соответствующие пункты гл. 2.

- условия контроля количества, перемещения и местонахождения всех делящихся и радиоактивных материалов, включая свежее и отработавшее топливо, демонтируемые элементы в пределах РУ;

- допустимые времена работы реактора на мощности и уровни мощности при обнаружении отказа в системах безопасности.

5.1.3. Ввод РУ в эксплуатацию

Должны быть изложены условия и процедура ввода РУ в эксплуатацию после завершения монтажа, включая информацию по проверке и испытаниям важных для безопасности систем и оборудования и вопросы, связанные с получением разрешения на ввод РУ в эксплуатацию.

5.1.4. Меры, обеспечивающие проведение послеаварийных мероприятий

Должны быть изложены меры, предусмотренные в проекте для реализации послеаварийных мероприятий. Должен быть приведен перечень параметров, обеспечивающих информацию о состоянии РУ, а также требования к средствам и системам измерения, регистрации этих параметров и сохранности записей при авариях РУ и послеаварийный период с целью их последующего анализа.

Должны быть изложены основные положения по действиям в послеаварийный период для включения в инструкцию по ликвидации аварии в части, касающейся РУ.

Глава 6

СНЯТИЕ РУ С ЭКСПЛУАТАЦИИ

Должны быть освещены вопросы, касающиеся снятия РУ с эксплуатации, в соответствии с действующими в момент утверждения технического проекта РУ требованиями нормативной документации.

ПРИЛОЖЕНИЕ 1

ПЕРЕЧЕНЬ
основной нормативно-технической документации, требования которой должны быть учтены при составлении ТОБ РУ*

___________

* Данный перечень нормативно-технической документации может изменяться по мере появления новых документов.

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

2. Правила ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74). - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

3. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций (СПАЭС-79). - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

4. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

5. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989.

6. Основные положения по сварке и наплавке узлов и конструкций АС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок (ОП 1513-72). 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

7. Правила контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций АС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок (ПК 1514-72). 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

8. Правила технической эксплуатации электрических станций и сетей. 2313-е изд. М.: Энергия, 1977.

9. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила ОСП-72/87. 3-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1988.

10. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. 3-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1988.

11. Правила ядерной безопасности при транспортировке отработавшего ядерного топлива (ПБЯ-06-08-77). Изд. ГКАЭ СССР, 1978.

12. Санитарные требования к проектированию и эксплуатации систем теплоснабжения от атомных станций (СТ ТАС-84). Изд. Минздрава СССР, 1984.

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа ВВЭР, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Реактор

1.1.1. Активная зона

1.1.2. Внутрикорпусные устройства

1.2. Корпус реактора

1.3. Верхний блок

1.4. Главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ)

1.5. Главные циркуляционные насосы (ГЦН)

1.6. Главные запорные задвижки (ГЗЗ)

1.7. Парогенератор (ПГ)

1.8. Система компенсации давления

1.9. Опорные конструкции для установки и крепления корпуса реактора

1.10. Опоры и крепления ГЦН, ПГ, ГЦТ

1.11. Система контроля перемещения оборудования и трубопроводов РУ

1.12. Аппаратура контроля нейтронного потока

1.13. Система внутриреакторного контроля реактора

1.14. Система контроля состояния металла и сварных соединений корпуса реактора и трубопроводов первого контура

1.15. Система контроля герметичности оболочек твэлов

1.16. Система радиационной защиты

1.17. Система отбора проб

2. Системы безопасности

2.1.1. Система аварийного охлаждения реактора

2.1.1.1. Пассивная часть

2.1.2. Система защиты первого контура от превышения давления.

2.1.3. Система управления и защиты (СУЗ)

ПРИЛОЖЕНИЕ 3

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, требования к которым со стороны РУ типа ВВЭР должны быть определены в гл. 3

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Система контроля и управления

1.2. Система поддержания давления в первом контуре

1.3. Системы, обеспечивающие проведение борного регулирования

1.4. Вспомогательные системы первого контура

1.4.1. Система подпитки и продувки первого контура

1.4.2. Система дренажей и воздушников

1.4.3. Система организованных протечек

1.5. Система спецводоочистки, отбора проб и ввода реагентов

1.6. Система газовых сдувок

1.7. Система промежуточных контуров

1.8. Система паропроводов и питательных трубопроводов высокого давления второго контура

1.9. Система технической воды

1.10. Система электроснабжения собственных нужд

1.11. Система спецвентиляции

1.12. Система радиационного и дозиметрического контроля

1.13. Строительные конструкции главного корпуса

1.14. Система перегрузки, хранения и транспортирования топлива

1.14.1. Хранение свежего топлива

1.14.2. Хранение отработавшего топлива

1.14.3. Транспортирование топлива

1.15. Система расхолаживания блока

1.16. Система химводоподготовки

1.17. Система технологических защит и блокировок

1.18. Система контроля плотности разъемов

1.19. Система водопитания и регулирования уровня в парогенераторе

1.20. Система дезактивации

2. Системы безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Система аварийного охлаждения реактора

2.1.1.1. Система аварийного охлаждения высокого давления

2.1.1.2. Система аварийного охлаждения низкого давления

2.1.2. Система защиты второго контура от превышения давления

2.1.3. Система аварийного газоудаления из первого контура

2.1.4. Система дренажа гидрозатворов главных циркуляционных трубопроводов

2.1.5. Быстродействующие защитные клапаны на паропроводах

2.1.6. Система аварийного расхолаживания блока

2.2. Обеспечивающие системы безопасности

2.2.1. Система аварийного энергоснабжения

2.2.2. Система технического водоснабжения систем безопасности

2.2.3. Система азота и сжатого воздуха, применяемые качестве источника энергии для систем безопасности

2.3. Системы управления защитными действиями систем безопасности, включая резервный щит управления

2.4. Система пожаротушения

ПРИЛОЖЕНИЕ 4

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа ВВЭР для расчетного анализа в гл. 4

1. Изменение реактивности

1.1. Самопроизвольное извлечение группы органов регулирования исходя из наиболее неблагоприятных условий реактивности в активной зоне, включая режимы:

- пуска реактора

- работы реактора на мощности

1.2. Выброс органа регулирования

1.3. Падение органа регулирования

1.4. Срабатывание аварийной защиты

1.5. Уменьшение концентрации борной кислоты вследствие отказов в системе борного регулирования

1.6. Подключение и отключение неработающей петли

1.7. Произвольное расхолаживание (течь по второму контуру)

2. Нарушение расхода теплоносителя

2.1. Закрытие главной запорной задвижки:

- на холодной части петли;

- на горячей части петли

2.2. Заклинивание одного ГЦН из n работающих во всех возможных режимах работы установки

2.3. Обесточивание части ГЦН из n работающих во всех возможных сочетаниях и режимах работы установки

2.4. Обесточивание всех ГЦН во всех возможных режимах работы установки

2.5. Разрыв вала ГЦН

3. Нарушение условий охлаждения со стороны второго контура

3.1. Аварийное отключение одного питательного насоса и невключение резервного

3.2. Полное непреднамеренное открытие одного регулирующего клапана системы питательной воды

3.3. Непреднамеренное открытие одного байпасного клапана подогревателей высокого давления (отключение ПВД)

3.4. Мгновенное повышение нагрузки на 10 % выше нормального значения

3.5. Непредвиденное закрытие арматуры на подаче питательной воды

3.6. Потеря внешнего электроснабжения (полное обесточивание)

3.7. Аварийное отключение одного турбогенератора из двух работающих

3.8. Мгновенный сброс номинальной нагрузки до уровня собственных нужд с посадкой стопорного клапана одного турбогенератора

3.9. Непреднамеренное закрытие одного отсечного клапана на паропроводе

4. Потеря теплоносителя первого контура

4.1. Мгновенный поперечный разрыв трубопровода первого контура максимального диаметра в холодных и горячих частях

4.2. Частичные разрывы трубопровода первого контура

4.3. Разрыв импульсной трубки за пределами герметичного ограждения помещений реакторной установки

4.4. Разрыв трубки парогенераторов

4.5. Разуплотнение крышки коллектора парогенератора по первому контуру

4.6. Непреднамеренное открытие предохранительного клапана компенсатора давления и его непосадка

5. Потеря теплоносителя второго контура

5.1. Разрыв паропровода:

- в пределах герметичного ограждения;

- за пределами герметичного ограждения

5.2. Разрыв трубопровода питательной воды:

- до обратного клапана;

- после обратного клапана

5.3. Непреднамеренное открытие одного предохранительного клапана парогенератора

5.4. Непреднамеренное открытие одного сбросного клапана в атмосферу

6. Нарушения при работе с топливом

6.1. Падение кассеты при перегрузке топлива

6.2. Падение контейнера с отработавшим топливом

7. Сейсмические воздействия

ПРИЛОЖЕНИЕ 5

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа РБМК, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы и оборудование нормальной эксплуатации

1.1. Реактор

1.1.1. Конструкция реактора

1.1.2. Активная зона и отражатель: ТК с ТВС и ДП, каналы СУЗ, датчики контроля энерговыделения (ДКЭ), КД, каналы охлаждения отражателя (КОО)

1.1.3. Графитовая кладка

1.1.4. Система управления и защиты (СУЗ)

1.1.5. Системы технологического контроля

1.1.5.1. Система физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ)

1.1.5.2. Система контроля и регулирования расхода теплоносителя

1.1.5.3. Система температурного контроля графитовой кладки и металлоконструкций реактора

1.1.5.4. Система контроля герметичности оболочек твэлов (КГО)

1.1.5.5. Система контроля целостности технологических каналов (КЦТК)

1.1.5.6. Система теплотехнического контроля

1.2. Система охлаждения активной зоны

1.2.1. Система трубопроводов КМПЦ и схема циркуляции

1.2.2. Главные циркуляционные насосы (ГЦН) с вспомогательными системами

1.2.3. Барабан-сепаратор (БС)

1.2.4. Питательный узел

1.2.5. Запорная, регулирующая арматура и обратные клапаны КМПЦ

1.3. Вспомогательные системы реакторной установки

1.3.1. Контур охлаждения каналов СУЗ, КД, ДКЭ и КОО

1.3.2. Система продувки и расхолаживания КМПЦ (СПиР)

1.3.3. Система охлаждения баков биологической защиты

1.3.4. Газовый контур

1.3.4.1. Система циркуляции газа через реактор

1.3.4.2. Система дренажей реактора

1.3.5. Системы ремонтного охлаждения

1.4. Система перегрузки

1.5. Система контроля состояния металла и сварных соединений реактора и КМПЦ

1.6. Система радиационной защиты

2. Система безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Системы аварийной защиты реактора

2.1.2. Системы защиты от превышения давления в КМПЦ (ГПК)

2.1.3. Системы защиты от превышения давления в РП

2.1.4. Системы защиты от уменьшения (прекращения) расхода воды через технологические каналы и каналы СУЗ

2.1.5. Системы аварийного охлаждения реактора (САОР)

ПРИЛОЖЕНИЕ 6

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, требования к которым со стороны РУ типа РБМК должны быть определены в гл. 2

1. Прочноплотный бокс, надреакторное и подреакторное помещения

2. Система надежного электропитания собственных нужд

3. Система подачи питательной воды

4. Паросбросные пароприемные устройства

5. Система автоматического регулирования и поддержания давления РУ

6. Система технического водоснабжения РУ

7. Система управления защитными действиями систем безопасности, включая резервный щит управления

8. Система локализации аварий.

9. Система радиационного и дозиметрического контроля

10. Система отбора проб

11. Система спецводоочистки

12. Система удаления водорода из прочноплотного бокса

13. Система пожаротушения

14. Система дезактивации

ПРИЛОЖЕНИЕ 7

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа РБМК для расчетного анализа в гл. 4

1. Изменение реактивности и режима работы

1.1. Отказ одного (любого) элемента аппаратурной части или логики СУЗ, приводящий к самопроизвольному извлечению или остановке группы стержней СУЗ

1.2. Самопроизвольное перемещение за пределы активной зоны одного стержня регулирования

1.3. Падение стержня регулирования

1.4. Ложное срабатывание системы аварийной защиты реактора

1.5. Обезвоживание контура СУЗ

1.6. Непреднамеренное попадание холодной воды в реактор (ложное срабатывание САОР)

2. Аварии в системах охлаждения активной зоны, приводящие к нарушению подачи теплоносителя

2.1. Остановка одного ГЦН из трех работающих, в том числе при незакрытии обратного клапана (ОК) ГЦН

2.2. Обрыв тарелки ОК раздаточного группового коллектора (РГК)

2.3. Обрыв тарелки ОК или обрыв диска главной запорной задвижки ГЦН

2.4. Отказ в системе подачи питательной воды

2.5. Снижение или прекращение расхода воды в одном (любом) ТК (если проектом не исключена возможность ошибочного закрытия ЗРК или падения постороннего предмета)

3. Аварии с разрывом трубопроводов*

__________

* Частичные разрывы трубопроводов должны быть рассмотрены в тех случаях, когда их радиационные последствия тяжелее, чем при полном разрыве.

3.1. Разрыв технологического канала (ТК)

3.2. Разрыв трубы водяных коммуникаций (ВК)

3.3. Разрыв трубы пароводяных коммуникаций (ПВК)

3.4. Разрыв раздаточного группового коллектора (РГК):

до обратного клапана;

после обратного клапана.

3.5. Разрыв опускного трубопровода

3.6. Разрыв главного паропровода у БС

3.7. Разрыв трубопровода питательной воды после обратного клапана узла питания

3.8. Разрыв трубопровода или коллектора ГЦН

3.9. Разрыв трубопровода СПиР

4. Аварии с отключением или отказом оборудования

4.1. Отключение единственного работающего или двух турбогенераторов (ТГ)

4.2. Отключение одного из двух работающих ТГ

4.3. Полное обесточивание собственных нужд станции

4.4. Открытие ГПК с последующей непосадкой одного из них

5. Аварийные ситуации в процессе перегрузки кассет с ТВС загрузочно-разгрузочной машиной (РЭМ) на мощности реактора (заклинивание или обрыв кассеты при ее извлечении или установке в ТК, разуплотнение стыка ТК с РЗМ)

6. Сейсмические воздействия

ПРИЛОЖЕНИЕ 8

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа БН, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы и оборудование нормальной эксплуатации

1.1. Реактор с внутрикорпусными узлами

1.1.1. Корпус реактора

1.1.2. Активная зона, зона воспроизводства с системой организации теплосъема и внутриреакторное хранилище

1.1.3. Поворотные пробки

1.1.4. Корпуса оборудования, размещенного в реакторе (исполнительных механизмов системы контроля и управления, механизмов перегрузки, элеваторов загрузки и выгрузки, внутрибаковых ИК, термопар)

1.1.5. Внутриреакторные конструкции (опорный пояс, напорная камера с коллекторами и отражателем, защита внутрикорпусная, трубопроводы вспомогательных систем первого контура)

1.1.6. Система радиационной защиты

1.1.7. Внутриреакторные механизмы перегрузки

1.1.8. Элеваторы загрузки и выгрузки

1.1.9. Исполнительные механизмы системы контроля и управления

1.1.10. Главный циркуляционный насос первого контура

1.1.11. Промежуточный теплообменник первого - второго контуров

1.1.12. Обратный клапан

1.2. Система теплоотвода второго контура

1.2.1. Главный циркуляционный насос второго контура

1.2.2. Парогенератор (испаритель, пароперегреватель, буферная емкость, система аварийной защиты (САЗ), ПГ, емкости для сбора продуктов взаимодействия, трубопроводы и арматура пароводяного и натриевого трактов в пределах бокса парогенераторов)

1.3. Трубопроводы вспомогательных систем первого контура (в границах разработки)

1.4. Внереакторная система перегрузки, включая барабаны свежих и отработавших сборок

1.5. Стояночные уплотнения ГЦН первого контура

2. Системы безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Рабочие органы аварийной защиты реактора

2.1.2. Предохранительные устройства газовой системы

2.1.3. Система аварийного расхолаживания реактора (в границах проектирования)

2.1.4. Система защиты от превышения давления по второму контуру (в границах проектирования)

2.1.5. Система отсечения от реактора вспомогательных трубопроводов первого контура

2.1.6. Страховочный кожух напорного трубопровода первого контура и напорной камеры

2.2. Локализующие системы безопасности

2.2.1. Страховочный корпус реактора

2.2.2. Страховочные кожуха на участках вспомогательных трубопроводов от реактора и барабан отработавших сборок (БОС) (в границах проектирования)

2.2.3. Страховочный корпус БОС

2.2.4. Система герметичных ограждений реактора (колпак над реактором)

ПРИЛОЖЕНИЕ 9

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, требования к которым со стороны РУ типа БН должны быть определены в гл. 3

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Системы контроля и управления

1.1.1. Системы контроля активной зоны

1.1.2. Системы управления скоростью ГЦН-1 и ГЦН-2

1.2. Органы управления реактивностью

1.3. Электропривод ГЦН первого контура

1.4. Электропривод ГЦН второго контура

1.5. Основные циркуляционные трубопроводы второго контура

1.6. Система электроснабжения собственных нужд

1.7. Вспомогательные технологические системы и оборудование первого контура

1.7.1. Маслохозяйство ГЦН первого контура

1.7.2. Газовая система

1.8. Система очистки теплоносителя первого контура

1.9. Система охлаждения радиационной защиты, колпака и шахты реактора

1.10. Перегрузочный бокс

1.11. Система охлаждения БОС

1.12. Система управления транспортно-технологической части

1.13. Система радиационного и дозиметрического контроля

1.14. Система надежного производственного водоснабжения (охлаждения ГЦН первого и второго контуров)

1.15. Часть третьего контура, используемая для аварийного расхолаживания

1.16. Парогенератор

1.17. Система отбора проб

1.18. Система дезактивации

2. Системы безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Системы защиты реактора от превышения давления

2.1.2. Система охлаждения БОС

2.1.3. Система охлаждения сборки в процессе перегрузки из реактора в БОС

2.1.4. Система защиты от превышения давления во втором контуре

2.1.5. Система аварийного расхолаживания

2.2. Локализующие системы безопасности

2.2.1. Шахта реактора

2.3. Обеспечивающие системы безопасности

2.3.1. Система надежного производственного водоснабжения защитных систем безопасности

2.3.2. Система надежного энергоснабжения

2.3.3. Система вентиляции помещений управляющих систем безопасности

2.4. Управляющие системы безопасности

2.4.1. Управление защитными системами аварийного расхолаживания реактора, БОС и сборки в процессе перегрузки

2.4.2. Управление системой аварийной защиты реактора

2.4.3. Управление системой защиты реактора от потери теплоносителя первого контура

2.4.4. Управление локализующей системой пожаротушения натрия

2.4.5. Резервный щит управления

2.5. Система пожаротушения

ПРИЛОЖЕНИЕ 10

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа БН для расчетного анализа в гл. 4

1. Разгерметизация (течь) трубопроводов и оборудования

1.1. Течь корпуса реактора

1.2. Течь основного трубопровода первого контура

1.3. Разуплотнение трубопровода натрия на фильтроловушки

1.4. Разгерметизация трубопроводов системы КГО

1.5. Разуплотнение дренажного трубопровода

1.6. Разгерметизация байпасной петли с расходомером

1.7. Разуплотнение газовой системы первого контура

1.8. Межконтурная течь промежуточного теплообменника

1.9. Течь ПТО по второму контуру

1.10. Разгерметизация трубопроводов второго контура

1.11. Течь газовой системы второго контура

1.12. Межконтурная течь парогенератора

1.13. Разгерметизация корпуса БОС

2. Незапланированное увеличение реактивности

2.1. Непредусмотренное перемещение PC при различных состояниях реактора

2.2. Непредусмотренное перемещение КС при различных состояниях реактора

2.3. Незапланированный подъем одного стержня АЗ-КТ при спуске

2.4. Незапланированный подъем стержня АЗ-2 при работе реактора на мощности

2.5. Попадание водородсодержащих веществ в активную зону

2.6. Попадание и прохождение газовых пузырей через ТВС

2.7. Разгерметизация и заполнение натрием вытеснителей

2.8. Ошибочная подача питания на включение ГЦН первого контура на номинальные обороты при перегрузке

3. Ухудшение теплоотвода от ТВС в реакторе

3.1. Остановка одного ГЦН первого контура

3.2. Закрытие обратного клапана одного ГЦН первого контура при работе на мощности

3.3. Открытие обратного клапана ГЦН первого контура неработающей петли при работе на мощности

3.4. Уменьшение или перекрытие проходного сечения ТВС

3.5. Остановка одного ГЦН второго контура

3.6. Снижение расхода питательной воды, обусловленное аварийной остановкой одного питательного насоса

3.7. Прекращение подачи питательной воды в парогенераторы (стоп-вода)

3.8. Потеря системного электропитания (обесточивание)

4. Нарушения при работе с топливом

4.1. Ошибочное извлечение ТВС с большим энерговыделением в БОС

4.2. Ухудшение теплосъема с ТВС в БОС

4.3. Повреждения механизма перегрузки

4.4. Повреждения элеваторов

4.5. Падение ТВС в реактор при перегрузке

4.6. Вращение поворотных пробок, когда ТВС не полностью установлена или извлечена из активной зоны

4.7. Вращение ротора при установке (извлечении) ТВС в гнездо барабана отработавших сборок (БОС) и барабана свежих сборок (БСС)

4.8. Повреждения перегрузочной машины

5. Внешние воздействия

5.1. Сейсмическое воздействие

Примечание. Исходные события по п. 1.3.-1.7, 1.11 анализируются в границах проектирования РУ.

ПРИЛОЖЕНИЕ 11

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа ACT с водо-водяными реакторами, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Реактор

1.1.1. Корпус реактора

1.1.2. Активная зона

1.1.3. Шахта внутрикорпусная

1.1.4. Внутрикорпусные устройства

1.1.5. Верхний блок реактора

1.1.6. Теплообменник первого - второго контуров

1.2. Системы, связанные с первым контуром

1.2.1. Система компенсации объема

1.2.2. Система стабилизации газового режима

1.2.3. Насос и теплообменник системы очистки первого контура

1.2.4. Трубопроводы систем первого контура в пределах страховочного корпуса

1.2.5. Трубопроводы промежуточного контура собственных нужд в пределах страховочного корпуса

1.3. Циркуляционный насос второго контура

1.4. Система перегрузки реактора

1.5. Система радиационной защиты внутри страховочного корпуса

2. Системы безопасности

2.1. Система защиты теплообменников первого - второго контуров от переопрессовки

2.2. Локализующие системы безопасности

2.2.1. Страховочный корпус

2.2.2. Локализующая арматура в системах первого контура

ПРИЛОЖЕНИЕ 12

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений ACT с водо-водяными реакторами, требования к которым со стороны РУ должны быть определены в гл. 3

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Системы, связанные с первым контуром

1.1.1. Система очистки и подачи запирающей воды на приводы СУЗ

1.1.2. Система подпитки

1.1.3. Система дренажей

1.1.4. Система пробоотбора

1.1.5. Система газовых сдувок

1.1.6. Система заполнения и подпитки реактора газовой смесью

1.1.7. Система сжигания гремучей смеси

1.1.8. Система импульсных трубопроводов первого контура

1.1.9. Система воздушников и продувки компенсатора давления реактора азотом

1.2. Система промежуточного контура собственных нужд

1.3. Циркуляционная петля второго контура

1.3.1. Компенсатор давления

1.3.2. Сетевой теплообменник

1.3.3. Трубопроводы петли и вспомогательных систем второго контура с локализующей арматурой

1.4. Система подпитки второго контура

1.5. Сетевой (третий) контур

1.5.1. Трубопроводы сетевого контура с арматурой в пределах ACT

1.5.2. Система поддержания перепада давления между третьим и вторым контурами

1.6. Система контроля и управления

1.6.1. Система управления и защиты реактора (функция управления)

1.6.2. Система контроля нейтронного потока

1.6.3. Система внутриреакторного контроля

1.6.4. Система контроля герметичности твэлов на работающем реакторе

1.6.5. Система контроля водно-газового режима первого контура

1.6.6. Система контроля герметичности главных разъемов реактора

1.6.7. Система радиационного и дозиметрического контроля

1.6.8. Система теплотехнического контроля

1.6.9. Система контроля за параметрами и составом газовой среды в герметичных помещениях

1.6.10. Система дистанционного управления арматурой первого, второго и третьего контуров, механизмами и оборудованием

1.6.11. Блочный щит управления

1.7. Система вентиляции страховочного корпуса и шахты реактора

1.8. Электрические системы

1.9. Система радиационной защиты

1.10. Шахта реактора

1.11. Система дезактивации

2. Системы безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Система управления и защиты реактора (функция защиты)

2.1.2. Система аварийного расхолаживания

2.1.3. Страховочная система ввода бора

2.1.4. Система аварийного охлаждения перегружаемых кассет

2.1.5. Система аварийной подачи воды в реактор при снятой крышке реактора

2.1.6. Система защиты первого, второго и третьего контуров от превышения давления

2.1.7. Система защиты от внешних воздействий

2.2. Локализующие системы безопасности

2.2.1. Локализующие задвижки на страховочном корпусе в петлях второго контура

2.2.2. Локализующая арматура в системах второго и третьего контуров, в промежуточном контуре собственных нужд, на трубопроводах вентиляции КС

2.2.3. Система герметичных помещений

2.3. Обеспечивающие системы безопасности

2.3.1. Система аварийного энергоснабжения

2.3.2. Система сжатого воздуха

2.3.3. Система технического водоснабжения систем безопасности

2.4. Управляющие системы безопасности

2.4.1. Система автоматического управления локализующей арматурой на трубопроводах систем первого контура

2.4.2. Система автоматического управления локализующей арматурой на трубопроводах системы вентиляции страховочного корпуса

2.4.3. Система управления локализующей арматурой правого клапана собственных нужд (ПКСН) на трубопроводах охлаждения приводов СУЗ

2.4.4. Система управления клапанами САРХ

2.4.5. Система дистанционного управления задвижками второго контура на КС

2.4.6. Система управления импульсного предохранительного устройства ИПУ на компенсатор давления (КД) второго контура

2.4.7. Система автоматического управления подпиткой второго контура

2.4.8. Система автоматического управления локализующей арматурой на трубопроводах вспомогательных систем второго контура

2.4.9. Система контроля и сигнализации за уровнем воды в баках САРХ

2.4.10. Резервный щит управления

2.4.11. Система автоматического аварийного управления, блокировок и защит

2.5. Система пожаротушения

ПРИЛОЖЕНИЕ 13

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа ACT с водо-водяными реакторами для расчетного анализа в гл. 4

1. События, связанные с изменением реактивности

1.1. Непреднамеренное извлечение группы одновременно перемещаемых рабочих органов системы управления и защиты реактора в режиме пуска и на мощности (состав групп непреднамеренного извлечения рабочих органов уточняется и обосновывается в процесс проектирования)

1.2. Выброс рабочего органа системы управления и защиты реактора (допускается не рассматривать, если принятыми мерами обосновано исключение данного события)

1.3. Падение рабочего органа

1.4. Отказ рабочего органа системы управления и защиты реактора на ввод в активную зону

1.5. Ввод отключенной петли второго контура с нарушением регламента

1.6. Непреднамеренная подпитка первого контура*

1.7. Интенсификация теплоотвода от реактора при нарушениях в тепловой сети*

1.8. Интенсификация теплоотвода от реактора вследствие нарушения герметичности второго контура

2. События с нарушением теплоотвода

2.1. Полная потеря внешнего электроснабжения*

2.2. Выход из строя одной из петель второго контура

2.3. Нарушения в тепловой сети, вызывающие уменьшение потребления тепла*

3. Нарушение герметичности первого контура

3.1. Нарушения герметичности корпуса реактора

3.2. Разрыв трубопроводов вспомогательных систем первого контура внутри КС

3.3. Разгерметизация оборудования и разрыв трубопроводов вспомогательных систем первого контура вне КС

3.4. Разрыв чехла привода СУЗ

3.5. Межконтурная разгерметизация теплообменников первого-второго контуров, теплообменников первого контура - промежуточного контура собственных нужд

4. Нарушения во вспомогательных системах, приводящие к нарушению условий и/или пределов безопасной эксплуатации*

5. Нарушения газового режима РУ, сопряженные с возникновением взрывоопасных ситуаций

6. Нарушения при перегрузке реактора

6.1. Падение перегружаемой кассеты в реактор

6.2. Падение защитного контейнера с кассетой на пол реакторного зала

6.3. Отказы при расцеплении рабочих органов СУЗ

6.4. Отказы транспортно-технологического оборудования при перегрузке реактора

7. Внешние воздействия*

7.1. Сейсмическое воздействие

___________

* Предлагаемые исходные события являются результатом отказов в системах, проектируемых ГП, к которым выставляются требования со стороны РУ. Перечень этих исходных событий может уточняться с учетом результатов анализа систем ГП, в том числе от воздействия на АС (внешние воздействия, пожар в помещениях систем безопасности, затопление и т.п.), рассматриваемых в соответствии с требованиями ОПБ-82. Анализ систем ГП проводится Генпроектантом.

ПРИЛОЖЕНИЕ 14

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа ACT с реакторами с органическим теплоносителем, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Реактор

1.1.1. Корпус реактора

1.1.2. Активная зона и отражатель

1.1.3. Внутрикорпусные устройства

1.2. Система первого контура

1.2.1. Реактор

1.2.2. Главные циркуляционные трубопроводы

1.2.3. Главные циркуляционные насосы

1.2.4. Система внутриреакторного контроля реактора

1.2.5. Система полнопоточной механической фильтрации

1.2.6. Теплообменник первого-второго контуров

1.2.7. Арматура первого контура

1.2.8. Система дренажей и воздушников первого контура

1.3. Системы, связанные с первым контуром

1.3.1. Система подпитки теплоносителя

1.3.2. Система дегазации теплоносителя

1.3.3. Система контурной очистки теплоносителя

1.3.4. Система компенсации объема теплоносителя

1.3.5. Система фильтров тонкой очистки

1.4. Система управления и защиты (функции управления)

1.5. Система контроля герметичности оболочек твэлов

1.6. Система технического контроля

1.7. Система перегрузки топлива

1.8. Система радиационной защиты

1.9. Система радиационного и дозиметрического контроля

2. Системы безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Система аварийного расхолаживания

2.1.2. Система аварийной защиты реактора (функции защиты)

2.1.3. Система обеспечения взрывопожарной безопасности

2.2. Локализующие системы безопасности

2.2.1. Шахта реактора.

ПРИЛОЖЕНИЕ 15

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений ACT с реакторами с органическим теплоносителем, требования к которым со стороны РУ должны быть определены в гл. 3

1. Система надежного аварийного электропитания

2. Система локализации аварий

3. Система подачи теплоносителя из дренажных баков

4. Системы управления защитными действиями систем безопасности, включая резервный щит управления

5. Система пожаротушения и вентиляции

6. Система технического водоснабжения для аварийного расхолаживания РУ

7. Система хранения отработавших ТВС

8. Система ликвидации протечек теплоносителя

9. Система очистки воздуха от радиоактивных примесей перед выбросом в атмосферу

10. Системы обеспечения взрывопожарной безопасности при дегазации теплоносителя первого контура и при работе ВДО

11. Система дезактивации

ПРИЛОЖЕНИЕ 16

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа ACT с реакторами с органическим теплоносителем для расчетного анализа в гл. 4

1. События, связанные с изменением реактивности

1.1. Непреднамеренное извлечение группы одновременно перемещаемых рабочих органов СУЗ реактора в режиме пуска и на мощности

1.2. Выброс рабочего органа СУЗ реактора

1.3. Падение рабочего органа СУЗ

1.4. Отказ рабочего органа СУЗ реактора на ввод в активную зону

1.5. Ввод отключенной петли первого контура с нарушением регламента

1.6. Во время перегрузки по ошибке персонала один из стержней КС не замещен перегрузочным стержнем

2. События, связанные с нарушением теплоотвода

2.1. Полная потеря внешнего электроснабжения

2.2. Выход из строя одной из петель второго контура

2.3. Нарушения в тепловой сети, вызывающие уменьшение расхода и потребления тепла

2.4. Самопроизвольное закрытие задвижки первого контура

2.5. Выход из строя одного из ГЦН первого контура

2.6. Невключение одной из систем аварийного расхолаживания

2.7. Исходные события, приводящие к кипению теплоносителя на поверхности твэлов

3. Нарушение герметичности элементов конструкции активной зоны и первого контура

3.1. Нарушение герметичности твэлов

3.2. Нарушение герметичности корпуса реактора

3.3. Разрыв основного трубопровода

3.4. Разрыв трубопровода вспомогательных систем

3.5. Разрыв гильзы СУЗ

3.6. Межконтурная разгерметизация теплообменника первого - второго контуров

3.7. Непреднамеренное открытие предохранительного клапана компенсатора объема первого контура

3.8. Непосадка предохранительного клапана компенсатора объема первого контура

3.9. Осушение активной зоны при разрыве корпуса реактора

4. Нарушения во вспомогательных системах, приводящие к нарушению пределов безопасности эксплуатации

5. Нарушения при перегрузке и транспортных операциях с топливом

5.1. Падение перегружаемой кассеты в реактор

5.2. Отказы транспортно-технического оборудования при перегрузке и транспортных операциях с топливом

6. События с нарушением пожаробезопасности

6.1. Пожар в шахте реактора

6.2. Пожар в надреакторном помещении

6.3. Воспламенение в гильзах СУЗ

7. Внешние исходные события

7.1. Сейсмические воздействия

ПРИЛОЖЕНИЕ 17

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа АБВ, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Реактор

1.1.1. Корпус реактора с крышкой

1.1.2. Активная зона с рабочими органами СУЗ

1.1.3. Внутрикорпусные устройства

1.1.4. Парогенератор (для ACT - теплообменник первого - второго контуров)

1.1.5. Приводы СУЗ

1.2. Вспомогательные системы первого контура

1.2.1. Система компенсации объема

1.2.2. Система очистки и расхолаживания первого контура

1.2.2.1. Холодильник

1.2.2.2. Фильтр

1.2.2.3. Насос

1.2.2.4. Трубопроводы с запорной арматурой

1.2.3. Трубопроводы систем подпитки, воздухоудаления и дренажа с запорной арматурой со стороны реактора

1.3. Второй контур

1.3.1. Компенсатор объема (для ACT)

1.3.2. Электронасос (для ACT)

1.3.3. Сетевой теплообменник (для ACT)

1.3.4. Трубопроводы с запорной арматурой

1.4. Трубопроводы третьего контура с запорной арматурой со стороны охлаждаемого оборудования первого контура

1.5. Система перегрузки

1.6. Система радиационной защиты

2. Системы безопасности

2.1. Система аварийного расхолаживания

2.2. Система защиты второго контура от превышения давления (для ACT)

2.3. Система защиты парогенераторов (теплообменников первого - второго контуров для ACT) от превышения давления

ПРИЛОЖЕНИЕ 18

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС с РУ типа АБВ, требования к которым со стороны РУ должны быть определены в гл. 3

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Импульсные трубопроводы первого контура с запорной арматурой

1.2. Трубопроводы подключения вспомогательных систем второго контура с запорной арматурой

1.3. Трубопроводы сетевого контура с арматурой со стороны сетевого теплообменника

1.4. Система аварийного отвода тепла через третий, четвертый контуры

1.5. Система контроля и управления

1.5.1. Система управления и защиты реактора

1.5.2. Система контроля и управления реакторной установкой

1.6. Система вентиляции герметичных помещений

1.7. Система электроснабжения собственных нужд

1.8. Система радиационного и дозиметрического контроля

1.9. Система отбора проб

1.10. Система дезактивации

2. Системы безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Система аварийного отвода тепла при разгерметизации первого контура

2.1.2. Система защиты герметичных помещений первого контура от превышения давления

2.1.3. Система защиты сетевого контура от превышения давления (для ACT)

2.2. Локализующие системы безопасности

2.2.1. Локализующая арматура в системах первого - третьего и сетевого (для ACT) контуров

2.2.2. Прочноплотная шахта реактора с крышкой

2.2.3. Герметичные помещения первого контура

2.3. Обеспечивающие системы безопасности

2.3.1. Система аварийного электроснабжения

2.3.2. Система сжатого воздуха

2.4. Системы управления защитными действиями систем безопасности, включая резервный щит управления

2.5. Система пожаротушения

ПРИЛОЖЕНИЕ 19

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа АБВ для расчетного анализа в гл. 4

1. События, приводящие к изменению реактивности

1.1. Непреднамеренное извлечение с рабочей скоростью наиболее эффективного рабочего органа СУЗ:

- при пуске реактора;

- при работе реактора на мощности

1.2. Аварийный выброс наиболее эффективного рабочего органа СУЗ (если возможность выброса не исключена проектными решениями)

1.3. Падение рабочего органа СУЗ в активную зону

1.4. Интенсификация теплоотвода от реактора при нарушениях во втором и сетевом (для ACT) контурах

1.5. Непреднамеренная подпитка первого контура

2. Нарушение теплоотвода от реактора

2.1. Потеря внешнего электроснабжения

2.2. Нарушения в подаче питательной воды для АТЭЦ, нарушения циркуляции теплоносителя второго контура для ACT

2.3. Прекращение отбора пара от паропроизводящей установки для АТЭЦ, нарушения в тепловой сети, вызывающие уменьшение потребления тепла

3. Нарушение герметичности первого контура

3.1. Разгерметизация первого контура с истечением теплоносителя в помещение

3.2. Разгерметизация первого контура с истечением теплоносителя во второй контур

3.3. Разгерметизация первого контура с истечением теплоносителя в третий контур

4. Нарушение при перегрузке реактора

4.1. Падение тепловыделяющей сборки в активную зону

4.2. Падение защитного контейнера с ТВС на пол реакторного зала

4.3. Отказ перегрузочного оборудования

5. Сейсмическое воздействие

ПРИЛОЖЕНИЕ 20

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа АСТ-2, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы и оборудование нормальной эксплуатации

1.1. Реактор

1.1.1. Конструкция реактора

1.1.2. Активная зона и отражатель: технологический канал - модуль с ТВС и внутримодульными теплообменниками (ВМТ); каналы СУЗ; поглощающие стержни; система контроля локального изменения мощности

1.1.3. Графитовая кладка

1.1.4. Система управления и защиты реактора (СУЗ)

1.1.5. Система технологического контроля

1.1.5.1. Система контроля распределения энерговыделения (СКРЭ)

1.1.5.2. Система теплотехнического контроля

1.1.5.3. Система контроля герметичности оболочек твэлов (КГО)

1.1.5.4. Система контроля целостности технологических каналов (КЦТК)

1.2. Первый контур

1.2.1. Схема контура, оборудование и арматура

1.2.2. Компенсаторы давления

1.3. Второй контур

1.3.1. Схема контура, оборудование и арматура

1.3.2. Циркуляционные насосы

1.3.3. Подогреватели сетевой воды

1.3.4. Компенсаторы давления

1.4. Вспомогательные системы

1.4.1. Система охлаждения каналов СУЗ, отражателя и каналов специального назначения

1.4.2. Газовый контур реактора

1.4.3. Система охлаждения биологической защиты

1.4.4. Система дренажей реактора

1.4.5. Система перегрузки топлива

1.4.6. Система контроля состояния металла и сварных соединений реактора и первого контура

1.5. Система радиационной защиты

2. Системы безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Система аварийной защиты реактора

2.1.2. Система защиты от превышения давления в первом контуре

2.2. Системы аварийного отвода тепла от реактора

2.2.1. Система аварийной подпитки первого контура

2.2.2. Система аварийного охлаждения реактора (САОР)

ПРИЛОЖЕНИЕ 21

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, требования к которым со стороны РУ типа АСТ-2 должны быть определены в гл. 3

1. Системы нормальной эксплуатации

1.1. Система контроля и управления АС

1.2. Помещения для оборудования и систем первого контура (компоновка оборудования, герметичность, вентиляция, освещение и т.п.)

1.3. Система подпитки первого контура

1.4. Второй контур

1.5. Система подпитки второго контура

1.6. Системы нормального расхолаживания энергоблока

1.7. Контур сетевой воды

1.8. Газовый контур реактора

1.9. Система охлаждения каналов СУЗ, отражателя и каналов специального назначения

1.10. Шахта реактора с системами охлаждения и вентиляции

1.11. Система перегрузки топлива

1.12. Оборудование и устройства для проверки качества внутримодульных теплообменников перед повторным их использованием

1.13. Система дренажей и воздушников

1.14. Газовая система высокого давления

1.15. Промежуточные контуры систем охлаждения оборудования РУ

1.16. Система энергоснабжения РУ

1.17. Система радиационного и дозиметрического контроля

1.18. Хранение свежего топлива

1.19. Хранение отработавшего топлива

1.20. Транспортировка топлива

1.21. Система отбора проб

1.22. Система дезактивации

2. Система безопасности

2.1. Защитные системы безопасности

2.1.1. Система защиты контуров от превышения давления

2.1.2. Система защиты от превышения давления греющей среды над давлением сетевой воды в сетевых теплообменниках

2.1.3. Система защиты сетевой воды от загрязнения радиоактивными продуктами

2.1.4. Системы аварийного охлаждения реактора (САОР)

2.1.5. Система аварийного газоудаления из помещений компенсаторов объема, шахты реактора и надреакторного пространства

2.2. Обеспечивающие системы безопасности

2.2.1. Система аварийного энергоснабжения

2.2.2. Водоснабжение систем безопасности

2.3. Системы управления защитными действиями систем безопасности, включая резервный щит управления

ПРИЛОЖЕНИЕ 22

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа АСТ-2 для расчетного анализа в гл. 4

1. Изменение реактивности

1.1. Самопроизвольное извлечение органа (группы органов) СУЗ из активной зоны

1.2. Выброс из активной зоны органа СУЗ (если невозможность выброса не обоснована проектом)

1.3. Падение в активную зону органа (группы органов) СУЗ

1.4. Нарушения режима отвода тепла, приводящие к изменению реактивности, в том числе:

- отключение циркуляционного насоса (насосов) второго контура и невключение резервных;

- снижение давления в петле второго контура;

- разгерметизация второго контура;

- нарушения в тепловой сети;

- ложное срабатывание САОР

2. События, приводящие к нарушению теплоотвода от каналов-модулей

2.1. Нарушение циркуляции теплоносителя во втором контуре

2.2. Открытие и последующая непосадка предохранительного клапана компенсатора объема первого контура

2.3. Открытие и последующая непосадка предохранительного клапана компенсатора объема второго контура

2.4. Потеря электропитания собственных нужд станции

2.5. Разгерметизация второго контура

2.6. Нарушение циркуляции сетевой воды через сетевые теплообменники

3. Нарушения герметичности первого контура

3.1. Разрыв индивидуальной трубки, соединяющей канал-модуль с коллектором компенсатора объема первого контура

3.2. Разрыв коллектора компенсатора объема первого контура

3.3. Разрыв компенсатора объема первого контура

3.4. Нарушения герметичности корпуса канала-модуля:

- над верхней плитой реактора;

- в пределах кожуха реактора

3.5. Нарушение герметичности внутримодульного теплообменника

4. События, связанные с нарушениями при перегрузке топлива

4.1. Падение тепловыделяющей сборки в активную зону

4.2. Отказ перегрузочного оборудования

5. Нарушения в работе газового контура реактора

5.1. Нарушение герметичности кожуха реактора

5.2. Нарушение герметичности трубопроводов и оборудования газового контура

6. Внешние воздействия

6.1. Сейсмическое воздействие

ПРИЛОЖЕНИЕ 23

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем и оборудования РУ типа ЭГП-6, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы и оборудование нормальной эксплуатации

1.1. Реактор

1.1.1. Конструкция реактора

1.1.2. Активная зона и отражатель: ТК, каналы СУЗ, ДКЭ, КД

1.1.3. Графитовая кладка

1.1.4. Система управления и защиты

1.1.5. Система технологического контроля

1.1.5.1. Система контроля распределения энерговыделения (СКРЭ)

1.1.5.2. Система технического контроля

1.1.5.3. Система контроля герметичности оболочек твэлов (КГО)

1.1.5.4. Система контроля целостности технологических каналов (КЦТК)

1.2. Система теплосъема с активной зоны

1.2.1. Система трубопроводов контура естественной циркуляции

1.2.2. Барабан-сепаратор (БС)

1.2.3. Питательный узел

1.3. Вспомогательные системы реакторной установки

1.3.1. Контур теплосъема с каналов СУЗ

1.3.2. Контур теплосъема с КД

1.3.3. Система расхолаживания РУ

1.3.4. Система теплоотвода из баков биологической защиты

1.3.5. Система ремонтного расхолаживания

1.4. Система перегрузки

1.5. Система контроля состояния металла и сварных соединений реактора и контура естественной циркуляции (КЕЦ)

1.6. Система радиационной защиты

2. Защитные системы безопасности

2.1. Системы аварийной защиты реактора (от технологических сигналов землетрясения и пожаров)

2.2. Системы защиты от превышения давления в КЕЦ (ГПК)

2.3. Система защиты от превышения давления в реакторном пространстве (РП)

2.4. Система аварийного охлаждения реактора (САОР)

ПРИЛОЖЕНИЕ 24

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, требования к которым со стороны РУ типа ЭГП-6 должны быть определены в гл. 3

1. Прочный бокс контура РУ и надреакторное пространство

2. Система надежного электропитания собственных нужд

3. Система подачи питательной воды

4. Паросбросные и пароприемные устройства

5. Система автоматического регулирования и поддержания давления в контуре РУ и уровня воды в БС

6. Система технического водоснабжения РУ

7. Резервный щит управления

8. Система локализации "мокрой" аварии ТК

9. Система радиационного и дозиметрического контроля

10. Система отбора проб

11. Система спецвентиляции

12. Система дезактивации

ПРИЛОЖЕНИЕ 25

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ
исходных событий для РУ типа ЭГП-6 для расчетного анализа в гл. 4

1. Нарушения в работе СУЗ

1.1. Самоход стержня (группы стержней) АР с максимальной скоростью

1.2. Самоход одного из стержней PC A3 с максимальной скоростью

1.3. Падение в зону полностью извлеченного стержня (группы стержней) СУЗ

1.4. Исчезновение напряжения на шинах электропитания СУЗ

1.5. Нарушение доступа в помещение пульта управления (пожар и т.п.)

2. Нарушения в работе основного оборудования РУ

2.1. Нарушение в реакторе

2.1.1. Превышения мощности (свыше 120 %) или уменьшение периодов нарастания мощности (менее 20 с)

2.1.2. Снижение мощности аварийной защитой АЗ-1

2.2. Нарушения в барабане-сепараторе

2.2.1. Снижение уровня в барабане-сепараторе (свыше 300 мм)

2.2.2. Снижение давления в барабане-сепараторе (менее 5,7 МПа)

2.3. Полное обесточивание в системе собственных нужд блока (включая полное обесточивание всей АС)

2.4. Отключение турбогенератора

2.5. Полное прекращение подачи питательной воды от ПЭН

2.6. Отказ питательного электронасоса

2.7. Срабатывание и непосадка устройств системы поддержания давления (БРУ-К, БРУ-А, ГПК)

2.8. Ложное включение САОР

3. Нарушения с разгерметизацией первого контура теплоносителя

3.1. Разрыв технологического канала (ТК) вне активной зоны

3.2. Разрыв ТК в активной зоне

3.3. Разрыв индивидуального подводящего трубопровода ТК

3.4. Разрыв индивидуального отводящего трубопровода ТК

3.5. Разрыв раздаточного группового коллектора

3.6. Разрыв сборного группового коллектора

3.7. Разрыв подъемного группового трубопровода

3.8. Разрыв опускного группового трубопровода

3.9. Разрыв пароотвода сепаратора

3.10. Разрыв парового коллектора

3.11. Разрыв трубопровода насыщенного пара

3.12. Разрыв трубопровода питательной воды у смесительного устройства

3.13. Разрыв трубопровода САОР у ввода САОР

3.14. Разрыв штуцера продувки сепаратора

3.15. Разрыв перепускного коллектора

3.16. Разрыв коллектора САОР

3.17. Обрыв ТК при его извлечении

4. Нарушения с разгерметизацией контура охлаждения спецканалов

4.1. Разрыв раздаточного коллектора системы

4.2. Разрыв индивидуального трубопровода канала СУЗ или датчиков контроля энерговыделения высотных (ДКЭВ)

4.3. Разрыв индивидуального трубопровода группы каналов отражателя или КЯИ

4.4. Разрыв канала СУЗ или спецканала

5. Отказ одного из насосов контура охлаждения спецканалов

6. Сейсмическое воздействие

В ТОБ допускается проведение качественного анализа аварий, если показано, что последствия данной аварии менее тяжелые, чем при аналогичной аварии, количественный анализ которой проведен.

СОДЕРЖАНИЕ