20. В рамках данной задачи рекомендуется выполнять составление перечня ЭС РУ, оценка параметров ЭС, формирование, при необходимости, групп ЭС и оценка параметров групп ЭС.
21. Решать задачу рекомендуется поэтапно:
составить перечень всех возможных ЭС;
определить границы между ЭС, которые будут рассматриваться в ВАБ;
предварительно сгруппировать ЭС;
оценить параметры выделенных групп ЭС;
окончательно сгруппировать ЭС;
детально описать и оценить параметры групп ЭС.
22. Для составления перечня ЭС рекомендуется использовать:
технологический регламент, инструкцию по эксплуатации РУ и другую эксплуатационную документацию;
опыт эксплуатации анализируемой РУ и установок с аналогичным типом реактора (для проектируемых РУ может использоваться опыт эксплуатации аналогичных установок при его наличии);
регламенты ППР;
планы-графики ППР;
результаты выполнения данной задачи в ВАБ для аналогичных РУ;
результаты инженерного анализа РУ (в том числе необходимые расчетные обоснования и другие типы анализов).
23. При составлении перечня ЭС РУ рекомендуется учитывать возможность ее работы с оборудованием или каналами СБ, выведенными в ремонт, виды остановов, особенности ЭС при останове, расхолаживании, подготовке к перегрузке ядерного топлива и/или ремонту РУ, перегрузке ядерного топлива и/или ремонте РУ, подготовке к пуску и пуске.
24. Рекомендуется рассматривать следующие виды остановов РУ (с учетом специфики РУ и возможности реализации видов останова):
плановый останов РУ для перегрузки (частичной и полной) ядерного топлива и ремонта оборудования;
плановый останов РУ для проведения ремонта оборудования;
остановы, вызванные нарушениями нормальной работы РУ, в том числе аварийные (с выгрузкой и без выгрузки топлива).
25. Рекомендуется объединять ЭС РУ в группы с целью сокращения количества аварийных сценариев, моделируемых в ВАБ. Группирование ЭС рекомендуется производить по схожести:
ИС;
степени критичности реактора (состояния: подкритическое, критическое и надкритическое);
уровня остаточных тепловыделений;
температуры, давления и других параметров теплоносителя;
уровня теплоносителя в реакторе;
степени герметичности первого контура (уплотнен или разуплотнен);
местонахождения ядерного топлива;