Sử dụng phân tích xác suất trong việc xác thực an toàn của AES-2006 được thiết kế cho địa điểm nhà máy điện hạt nhân Novovoronezh

Soviet Atomic Energy - Tập 106 - Trang 155-161 - 2009
Yu. V. Shvyryaev1, V. B. Morozov1, G. V. Tokmachev1, E. V. Baikova1, V. R. Chulukhadze1, M. V. Fedulov1
1Atomenergoproekt OAO, Moscow, Russia

Tóm tắt

Bài báo trình bày kết quả của một phân tích xác suất được thực hiện nhằm xác thực độ an toàn của AES-2006 được thiết kế cho địa điểm của nhà máy điện hạt nhân Novovoronezh. Các yêu cầu đối với thiết kế AES-2006 đã được xem xét. Các đặc điểm điển hình của thiết kế AES-2006 phù hợp với các điều kiện tại địa điểm nhà máy điện hạt nhân Novovoronezh được mô tả, bao gồm sự đa dạng của thiết bị và chế độ vận hành, các hệ thống thụ động và việc bảo trì định kỳ các hệ thống an toàn khi lò phản ứng đang hoạt động. Phạm vi của phân tích an toàn xác suất được thực hiện trong giai đoạn phát triển thiết kế kỹ thuật cũng được mô tả. Các vấn đề quan trọng cần giải quyết trong một phân tích an toàn xác suất cho các thiết kế của các nhà máy điện hạt nhân mới cũng được thảo luận.

Từ khóa

#an toàn điện hạt nhân #phân tích xác suất #AES-2006 #nhà máy điện hạt nhân Novovoronezh #hệ thống an toàn

Tài liệu tham khảo

NP-001-97 (PNAE G-01-011-97), General Provisions for Ensuring the Safety of Nuclear Power Plants (OPB-88/97), Gosatomnadzor, Moscow (1997). RB-032-04, Basic Recommendations for Performing a Probabilistic Safety Analysis for Nuclear Power Plants, Federal Atomic Oversight Agency, Moscow (2004). RB-024-02, Recommendations for Performing a Level-1 Probabilistic Safety Analysis for Nuclear Power Plants for Internal Initiating Events (Power-Generating Unit Introducing Electricity into the External Grid), Gosatomnadzor, Moscow (2002). RD-04-03-2006, Requirements for the Composition of a Complete Set and Content of Documents Validating the Safety of a Nuclear Facility, Source of Radiation, Storage Site for Nuclear Materials, Repository for Radwastes, and/or Declared Operations (for Nuclear Power Plants), Federal Atomic Oversight Office, Moscow (2006). Risk Spectrum User’s Manual, Ver. 2.1, Relkon Teknik AB, Sweden, April 1994. Common-Cause Failure Parameter Estimations, Washington, US RNC, NUREG/CR-5497, Oct. 1998. Guidelines on Modeling Common-Cause Failures in Probabilistic Risk Assessment, Washington, US NRC, NUREG/CR-5485, Nov. 1998.