RIA: Разрыв паропровода, приемочный критерий для ВВЭР? Опции

[nuc.pra]

Возник вопрос:

При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время

например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что

Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)

[www]

Возник вопрос:
При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время
например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что
Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)

Standard Technical Specification (STS, Rev.3) by Westinghouse used to state in Part 2 Bases (Section B 3.1.1, Shutdown Margin):
"The most limiting accident for the SDM requirements is based on a main steam line break (MSLB), as described in the accident analysis (Ref. 2). The increased steam flow resulting from a pipe break in the main steam
system causes an increased energy removal from the affected steam generator (SG), and consequently the RCS. This results in a reduction of the reactor coolant temperature. The resultant coolant shrinkage causes
a reduction in pressure. In the presence of a negative moderator temperature coefficient, this cooldown causes an increase in core reactivity. As RCS temperature decreases, the severity of an MSLB
decreases until the MODE 5 value is reached. The most limiting MSLB, with respect to potential fuel damage before a reactor trip occurs, is a guillotine break of a main steam line inside containment initiated at the
end of core life. The positive reactivity addition from the moderator temperature decrease will terminate when the affected SG boils dry, thus terminating RCS heat removal and cooldown. Following the MSLB, a
post trip return to power may occur; however, no fuel damage occurs as a result of the post trip return to power, and THERMAL POWER does not violate the Safety Limit (SL) requirement of SL 2.1.1."

Highlighted above means "second criticality" with all shutdown rods in the core.

I don't think the sentence about "post-trip return to power" exists in Rev. 4 of STS anymore (please check NRC website), it's likely Westinghouse designed it out.

Cannot comment on VVER, never seen anything about "post-trip return to power" in VVER safety analysis.