Да, я смотрю ВАБ всем как реактору пятая петля....

У нас критерий для определения ДВВЭ оборудования следующий 10Е-7=ДВВЭ*Risk Increase Factor x Reference Risk

с более чем двухлетним опозданием вышел гид http://www.asampsa2.eu/ по ВАБ 2 уровня. Если посмотреть на изначальную дату выхода (11 марта 2011г) то причина опоздания становится понятной.

А российское РБ-044-09 вообще введено в действие с 1 сентября 2009 г.
...только кому пока нужен ВАБ-2?

ВАБ-2 выполняется с целью определения соответствия/несоответствия суммарной вероятности категорий аварийных выбросов, которые характеризуются превышением доз облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий, указанных в п. 6.7 "Норм радиационной безопасности" (НРБ-99), целевому ориентиру по вероятности предельного аварийного выброса, равной 1·10-7, установленной в федеральных нормах и правилах, и выявления факторов, вносящих наибольший вклад в последствия аварий.

(гнусавым голосом)
"QUOTE
ВАБ-2 выполняется с целью определения соответствия/несоответствия суммарной вероятности категорий аварийных выбросов, которые характеризуются превышением доз облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий, указанных в п. 6.7 "Норм радиационной безопасности" (НРБ-99), целевому ориентиру по вероятности предельного аварийного выброса, равной 1·10-7, установленной в федеральных нормах и правилах, и выявления факторов, вносящих наибольший вклад в последствия аварий."

ВАБ-2 не выполняется. Ибо за него никто платить не будет...
Но это еще половина прикола.
Какому уровню дозы должен соответствовать выброс?
Укрытию, профилактике, ограничению потребления продуктов питания и питьевой воды или
отселению (эвакуации)?

ВАБ-2 не выполняется. Ибо за него никто платить не будет...
Но это еще половина прикола.
Какому уровню дозы должен соответствовать выброс?
Укрытию, профилактике, ограничению потребления продуктов питания и питьевой воды или
отселению (эвакуации)?

По-моему тут есть концептуальная проблема. По-моему если нет ВАБ-2 то рассуждать на тему соответствия или несоответствия выброса пороговым значениям бессмыслено, ведь неизвестно какой выброс.
Для начала нужно ВАБ-2 сделать, а потом смотреть все ли плохо, очень все ли плохо или ужасно все.

Не нужно ли подлить бетончегу под корпус реактора, (выяснилось что из двух типов бетона, большинство реакторов в нашей деревне сделано из проплавляемого) не нужно ли там водички залить в момент проплавления корпуса, не рванет ли пар при этом, мож есть еще какой-нить насос которым водицы можно долить. Насколько могут трубки ПГ полопаться либо просто так либо....

ну итп. вопросы.

Но если платят, то выполняется .
Не далее как в прошлом годе, насколько мне известно, по пост-фукусимским веяниям, далеко не на одной российской АЭС был сделан ВАБ-2. И новые проекты тоже были просчитаны.

Интересно кто спонсирует такие исследования, поскольку Административный регламент РТН не требует предоставления ВАБ-2 ни на одной из стадий.

This statement is further underlined by a recently published report. In 2012, the Norwegian Radiation Protection Authority (NRPA) published a report concerning the potential consequences in Norway after a hypothetical accident at the new nuclear power plant Leningrad II. The plant under construction is of type AES-2006, which is one of the reactor types under consideration for the NNU. It is stated that the calculation was based on a catastrophic release of this NPP,i .e. the most severe radiological consequences that could occur as a result of a ‘credible’ accident scenario in a nuclear power plant of the latest design. The severe accident scenario was selected by Enconet based on a Level 2 PSA for a WWER-1000 reactor (V-320 model) (NRPA 2012).
The accident scenario (containment bypass) is initiated by a large break in the steam generator (40 mm). The emergency core cooling systems and the auxiliary feed water systems are assumed to be operable, the operator is succes sfully preventing steam generator (SG) overfilling, and the SG relief valve is o perating normally. However, the fast cool-down and stabilization of the unit fails, leading to core melt. This is an accident sequence with bypass of the contai nment that involves early and late releases directly to the environment. Nevertheless, the source term is limited due to the retention in the primary system caused by a high flow in intact legs and intensive heat exchange and condensation in the SG. The authors noted that for the plants of the new designs the fr equencies of accident scenarios that contribute to this release category are expected to be significantly reduced (below the frequency threshold of 1E-7/yr).
The radionuclide inventory of the core was based on Russian data derived for the original Soviet fuel. The source term of this scenario was calculated to 2,800 TBq (0.85% of core inventory) for Cs-137 and 26,700 TBq (0.85% of core
inventory) for I-131 (NRPA 2012).

В свежеопубликованном отчете, раздел 7.2 (внизу страницы 93), почти случайно встретилось (на английском):
Некий норвежский институт совсем занесло, они о наличие БЗОК не знают. Кроме того, использование для расчёта неизвестно каких данных (не учитывается изменение проекта), и ещё ряд деталей, удивляют. Если надо, то текст переведу, специально для уважаемой House.

скатилась по щеке скупая слеза, стало жаль этих норвегов, ничего они не понимают, так и умрут невеждами.

И я рад что наконец-то российские инженеры придумали абсолютно надежный клапан, который не требует ни источников питания ни систем управления, он все делает сам. Такое ощущение, что таки Сальвадор Дали был неправ. Совершенство достнигнуто.

Ну здесь как-бы БЗОК ни при чем. Паросбросные устройства до БЗОК. Они и сбрасывают. И вроде все верно написано - если не выполнить алгоритм понижения давления, то и правда вся вода уйдет в небеса. Алгоритм на большинстве бывших советских станций выполняется вручную и прописан в ИЛА РУ (в украинских больницах целая война развернулась за оптимизацию этого алгоритма). Есть автоматический (правда с оговорками), там такой сценарий невозможен. Но таких станций (блоков) мало. На некоторых в настоящее время реализуется. А на других и не планируется.

Таким образом, Вы подтверждаете, что на ряде станций с ВВЭР, данный сценарий не сработает. Но некоторым и этого будет мало, добавят метеорит какой нибудь. Алгоритмы, особенно такого рода, тесно связаны с эксплуатацией (точнее данными от нее). Так что в целом соглашусь. А нашим соседям по Ледовитому океану, следует учесть, что в отличие от АР-1000, во всех вариантах ВВЭР-1200, сброс фильтруется.

P.S. Если не БЗОК, то что Вы имели в виду: ПК ПГ, ИПУ КД, БРУ-А (если не секрет)?

На тех станциях (блоках), где внедрен автоматический алгоритм, этот сценарий не сработает. Но таких мало. В подавляющем большинстве все будет именно так, как написали глупые норги. Насчет тесной связи с эксплуатацией не совсем соглашусь, они только изучают алгоритм перед внедрением и контролируют его работу при срабатывании. Хотя, может под эксплуатацией Вы имеете ввиду эксплуатирующую организацию. Тогда согласен. Насчет "сброс фильтруется" - это Вы все-таки психанули. Фильтруется сброс из ГО. А тут речь идет о сбросе из ПГ.
Теперь по P.S. Тут я немного не понял вопроса. БЗОК есть, он закрывается. Но сбросы врезаны до БЗОК - ПК ПГ и БРУ-А (БРУ-А не на всех проектах до).

...
Некий норвежский институт совсем занесло, они о наличие БЗОК не знают. Кроме того, использование для расчёта неизвестно каких данных (не учитывается изменение проекта), и ещё ряд деталей, удивляют. Если надо, то текст переведу, специально для уважаемой House.

И течь 40 мм мы рассматриваем как среднюю, большая это, начиная со 100 мм.
И не поняла, в чем "фишка", что не сработает алгоритм течи из 1 во 2й? Он, скорее, может не сработать при течи 13 мм, а при 40 мм по идее должен сработать по-любому.

Потому что давление в 1 к такое же как во втором (из-за течи), давление оператор не снизил, след-но впрыска/расхол от насосов САОЗ нет.

Насколько я помню, 40мм это максим. при разуплотнении крышки коллектора в 440-х. Для 1000 -100мм. Это максимум. А алгоритм автоматический мало где есть. Поэтому срабатывать нечему. Только ручные действия персонала.

Другое дело что Северные соседи вырвали текст из песни... и представили это на манер которым можно запугать людей.

При срыве шпилек крышки (крышек) ПГ ВВЭР-440 (см. авария РАЭС-1 1982 г) - эквивалентная течь - 107 мм (одна крышка одного ПГВ-213).

http://proatom.ru/modules.php?name=News&am...le&sid=5043
. . . . В расчёт недостаточно принимаются зависимости между интенсивностями отказов и исходными событиями. Отсутствуют методики, позволяющих получать надёжные результаты с достаточно узким диапазоном неопределённостей. Расчёт одной и той же системы различными группами аналитиков может давать результаты, отличающиеся на несколько порядков. Из-за неполного учёта только зависимых отказов получается малое значение вероятностных показателей, даже если все другие проблемы игнорируются.
Интересны "комменты" к статье. . .

ага, комменты доставляют. Относительно же зависимых отказов.... мммммммм в этом и есть весь ваб.
Ну и ваб не стоит на месте. Не одними ДС и ДО будем сыты.

САОЗ ВД во внимание не принимаем?

Давление может не снизиться и диапазона работы САОЗ ВД.

В исходном посте было написано "Потому что давление в 1 к такое же как во втором (из-за течи), давление оператор не снизил, след-но впрыска/расхол от насосов САОЗ нет".
Я хотел сказать, что: а) давление во 2-м контуре ограничено сверху уставками срабатывания ПК ПГ (около 8 МПа, насколько я помню); б) TQ-3,4 (САОЗ ВД) начинает подачу на 10-11 МПа. Следовательно, ситуация, описанная в исходном посте, невозможна.

, тогда БЗОК можно будет закрыть без угрозы открытия ПК ПГ, давление выравнится на более низком уровне, течь прекратится. САОЗовские насосы отключат.

Видела расчеты, которые показывают, что при отсутствии расхолаживания через второй контур насосы САОЗ запускаются, но фактически воду не подают, крутят по рециркуляции, давление в первом зависает. Но это для разрыва трубки, для отрыва крышки - может и не так.

Согласен по зависанию давления, если не травить вторым контуром то ситуация получается схожей на MBLOCA, вроде как насосы ВД работают, а толку мало.

Если бзок сразу закрыть, то давление во втором контуре может превысить проектные значения и тогда вместо одной трубки можно получить разрыв пароотводящих труб.

Радикальный способ отскочить - сразу Feed and Bleed делать (не знаю как это по-русски), но тогда станция безвозвратно потеряна.

Ну-ну, это Вы психанули, насчет Feed and Bleed. Здесь написал, как обычно делается и какие проблемы. По поводу разрыва также несколько радикально, видимо Вы имели ввиду - если не откроются паросбросные устройства до БЗОК.

ага в нашей деревне примрно все также, только я что-то не помню каких-то тонкостей относитльно уровня КД.

ну как там у вас написано в случае доп отказов - ФБ. Эта ветка у нас в ДС присутствует и согласно принкипам управления операторы туда попадут если aux feed water откажет

Про прочностной или материаловедческий ВАБ (на самом деле, немного сложнее):

14 мая 2014 года состоится защита диссертации А. Ю. Кузьмичевского - © ОАО ОКБ "Гидропресс"
http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/pressc...amp;news_id=428

Согласно новым требованиям, ссылки на текст опубликованы внутри новости. Все профессионалы и любители ВАБ, ДАБ, PRA, приглашаются к обсуждению.

14 мая 2014 года состоится защита диссертации А. Ю. Кузьмичевского - © ОАО ОКБ "Гидропресс"
http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/pressc...amp;news_id=428

14 мая 2014 года состоится защита диссертации А. Ю. Кузьмичевского - © ОАО ОКБ "Гидропресс"
http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/pressc...amp;news_id=428

есть сравнения полученных частот с ВАБ-овскими частотами?

В ВАБ "рассчитывают" - ЧПАЗ, а в работе - частоту исходных событий: "предельных состояний трубопроводов".
Полагаю сравнивать трудно . . . для меня

В первых строчках работы:
При этом вероятность разгерметизации в контуре должна быть не выше 1*10-5 на реактор в год, а для корпуса реактора – 1*10-7 на реактор в год.

В нормативные документы такое попадает - можно понять, но в научной работе: единица измерения вероятности - на реактор в год.
Вероятность - величина безразмерная, в противном случае в работе следует указать, что это какая-то особая "вероятность", которая называется частотой.

Для механических элементов (оборудования, трубопроводов и др.) применение описанных выше простых моделей затруднено. Это объясняется:
1. Отсутствием достаточной информации, которую можно подвергнуть статистической обработке.

Просветите меня пожалуйста, как вычисляют вероятность разрыва корпуса? Верно ли я понимаю, что все эти минус восьмые степени - гадание на кофегуще и экстраполяция статистики взрыва паровозных котлов (и тому подобная чушь)?

То что они делают - все конкретно (по пацански), и все по честному рассчитывают. Моделирют все, потом тащут на стенды и делают бенчмаркинг. Никакого мухляжа с паровозами...

Благодарю. Мне кажется жутко спекулятивным весь ВАБ в целом. Вы так же чувствуете?