3.10.4 Приемочные критерии
Приемочные критерии для запроектных аварий РУ ВВЭР устанавливаются, исходя из нижеперечисленных требований нормативной документации исключить или ограничить воздействия на оборудование РУ в результате явлений, которые могут привести к повреждению физических барьеров, выходу из топлива и переносу радиоактивных продуктов деления.
Для запроектных аварий, рассматриваемых в проекте, степень ограничения радиационного воздействия обусловлена критерием радиационной безопасности [7], в соответствии с которым величина предельного аварийного выброса при запроектных авариях должна быть ограничена таким образом, чтобы доза облучения критической группы населения на границе зоны планирования защитных мероприятий не превышала допустимого значения (5 м3в на все тело и 50 м3в на отдельные органы за первый год после аварии).
В [4] содержится требование, что при проектировании следует стремиться к тому, чтобы оцененное значение вероятности предельного аварийного выброса не превышало 10-7 на реактор в год. Данное требование также представляет собой вероятностный принцип, который следует применять в отношении разработки специальных технических мер по управлению запроектными авариями. Для тех запроектных аварий, для которых указанное требование выполняется, можно не разрабатывать дополнительные технические меры (т.е. ограничиться только организационными мерами). В отношении разработки мер по управлению запроектной аварией имеется также детерминистическое требование [4] о том, что для запроектных аварий должны быть предусмотрены меры по управлению этими авариями, если они не исключены на основе внутренних свойств самозащищенности реактора и принципов его устройства.
Таким образом, если запроектная авария не исключена на основе внутренних свойств самозащищенности реактора и принципов его устройства, то она должна быть рассмотрена в проекте на предмет разработки мер по управлению независимо от вероятности аварии. Эти меры могут быть только организационными, если вероятностный принцип удовлетворяется (т.е. если оцененная частота предельного аварийного выброса не превышает 10-7 на реактор в год).
Наряду с концептуальным требованием об ограничении частоты предельного аварийного выброса, документы [4] и [2] требуют, чтобы оцененное значение вероятности тяжелого повреждения или расплавления активной зоны не превышало 10-5 на реактор в год.
Требования к активной зоне, изложенные в [4,2], содержат пункты:
- о необходимости для запроектных аварий определения условий, при которых возможно плавление топлива и/или превышение удельной пороговой энергии разрушения твэлов [2];
- об исключении изменений реактивности с помощью органов регулирования и эффектов реактивности при запроектной аварии, приводящих к неуправляемому росту энерговыделений в активной зоне и повреждению твэлов сверх установленных проектных пределов [4];
- об исключении образования вторичных критических масс при тяжелых запроектных авариях, в том числе с расплавлением топлива [4].
Пример записи возможных приемочных критериев для запроектных аварий представлен в табл. 3.19.
Таблица 3.19. Приемочные критерии для запроектных аварий
3.10.5 Методология анализа
При выполнении анализов запроектных аварий используется метод «реалистической оценки», а именно:
- начальные условия АЭС соответствуют режиму нормальной эксплуатации без учета возможных отклонений и неопределенностей в параметрах, величинах уставок и т.д.;
- характеристики активной зоны (коэффициенты реактивности, коэффициенты неравномерности и т.д.) принимаются в соответствии с нейтронно-физическими расчетами без учета неопределенностей и погрешности в расчетах;
- не учитываются отказы оборудования и ошибки персонала;
- анализ выполняется с использованием современных компьютерных кодов «наилучшей оценки» («best estimate»).
