Core damage frequency
http://dbpedia.org/resource/Core_damage_frequency an entity of type: WikicatNuclearReactors
Core damage frequency (CDF) is a term used in probabilistic risk assessment (PRA) that indicates the likelihood of an accident that would cause severe damage to a nuclear fuel in a nuclear reactor core. Core damage accidents are considered extremely serious because severe damage to the fuel in the core prevents adequate heat removal or even safe shutdown, which can lead to a nuclear meltdown. Some sources on CDF consider core damage and core meltdown to be the same thing, and different methods of measurement are used between industries and nations, so the primary value of the CDF number is in managing the risk of core accidents within a system and not necessarily to provide large-scale statistics.
rdf:langString
Frecuencia del daño del núcleo (en inglés: Core Damage Frequency, CDF) es un término usado en la (en inglés: Probabilistic Risk Assessment, PRA) que indica la probabilidad de que un accidente produzca un daño al . Los accidentes de daño al núcleo son considerados graves ya que el daño al núcleo puede prevenir el control del reactor nuclear, lo que puede llevar a una fusión del núcleo. Algunas fuentes para calcular la CDF consideran que el daño al núcleo y la fusión del núcleo son la misma cosa, y diferentes métodos de medición son usados en la industria y entre las diferentes naciones, así que el valor primario del número de CDF está en la administración del riesgo de los accidentes de núcleo dentro de un sistema no necesariamente para proporcionar estadísticas a gran escala.
rdf:langString
Частота повреждений активной зоны (CDF, Core damage frequency) — термин, используемый в (PRA), который указывает вероятность аварии, способной вызвать серьезное повреждение ядерного топлива в активной зоне ядерного реактора . Аварии с повреждением активной зоны считаются чрезвычайно серьезными, поскольку серьезное повреждение топлива в активной зоне препятствует адекватному отводу тепла или даже безопасному останову, что может привести к расплавлению активной зоны . Некоторые источники считают повреждение активной зоны и расплавление активной зоны одним и тем же, и в разных отраслях и странах используются разные методы измерения, поэтому основная ценность показателя CDF заключается в управлении риском аварий активной зоны в системе, а не обязательно для предоставления крупномасштабной
rdf:langString
rdf:langString
Frecuencia de daño del núcleo
rdf:langString
Core damage frequency
rdf:langString
Частота повреждений активной зоны
xsd:integer
16507553
xsd:integer
1083230771
rdf:langString
Core damage frequency (CDF) is a term used in probabilistic risk assessment (PRA) that indicates the likelihood of an accident that would cause severe damage to a nuclear fuel in a nuclear reactor core. Core damage accidents are considered extremely serious because severe damage to the fuel in the core prevents adequate heat removal or even safe shutdown, which can lead to a nuclear meltdown. Some sources on CDF consider core damage and core meltdown to be the same thing, and different methods of measurement are used between industries and nations, so the primary value of the CDF number is in managing the risk of core accidents within a system and not necessarily to provide large-scale statistics. An assessment of permanent or temporary changes in a nuclear power plant is performed to evaluate if such changes are within risk criteria. For example, the probability of core damage may increase while replacing a component, but the probability would be even higher if that component were to fail because it wasn't replaced. Risk measures, such as core damage frequency and large early release frequency (LERF), determine the risk criteria for such changes. This risk analysis allows decision making of any changes within a nuclear power plant in accordance with legislation, safety margins, and performance strategies. A 2003 study commissioned by the European Commission remarked that "core damage frequencies of 5 × 10−5 [per reactor-year] are a common result" or in other words, one core damage incident in 20,000 reactor years. A 2008 study performed by the Electric Power Research Institute, the estimated core damage frequency for the United States nuclear industry is estimated at once in 50,000 reactor years, or 2 × 10−5. Assuming there are 500 reactors in use in the world, the above CDF estimates mean that, statistically, one core damage incident would be expected to occur somewhere in the world every 40 years for the 2003 European Commission estimated average accident rate or every 100 years for the 2008 Electric Power Research Institute estimated average accident rate. According to a 2011 report by the National Resources Defense Council, about 14,400 reactor years of commercial power operation have been accrued worldwide for 582 reactors. Of these 582 reactors, 11 have suffered from serious core damage. This historical data results in a 1954 to 2011 era average accident rate of 1 in every 1,309 reactor years (7.6 × 10−4 per reactor year CDF). In five of these accidents, the damage was light enough that the reactor was repaired and restarted. During the 2011 earthquake and resultant 15+ meter tsunami on the east coast of Japan, the Fukushima I nuclear power plant suffered core damages at three of its six reactors after the emergency core cooling systems failed due to the extreme beyond design basis conditions. That is, the Fukushima plants did not consider a tsunami above 3.1 meters (10 ft) in their original design. These reactors were General Electric BWR-3 and BWR-4 reactors inside Mark I containment designs, which is common in the United States. However, all of these types of plants have varying designs due to regulations, individual utility preferences, and construction location. In 1995, Sandia National Laboratories estimated that the individual BWR-3 and BWR-4 reactors in the United States have a core damage frequency between 10−4 and 10−7.
rdf:langString
Frecuencia del daño del núcleo (en inglés: Core Damage Frequency, CDF) es un término usado en la (en inglés: Probabilistic Risk Assessment, PRA) que indica la probabilidad de que un accidente produzca un daño al . Los accidentes de daño al núcleo son considerados graves ya que el daño al núcleo puede prevenir el control del reactor nuclear, lo que puede llevar a una fusión del núcleo. Algunas fuentes para calcular la CDF consideran que el daño al núcleo y la fusión del núcleo son la misma cosa, y diferentes métodos de medición son usados en la industria y entre las diferentes naciones, así que el valor primario del número de CDF está en la administración del riesgo de los accidentes de núcleo dentro de un sistema no necesariamente para proporcionar estadísticas a gran escala. Una evaluación de los cambios temporales o permanentes en una planta de energía nuclear es ejecutada para determinar si tales cambios están dentro de los criterios del riesgo. Por ejemplo, la probabilidad de daño al núcleo puede incrementarse mientras se reemplaza algún componente, pero la probabilidad sería incluso más alta si ese componente fuera a fallar debido a que no se reemplazó. Las medidas del riesgo, tales como la frecuencia de daño al núcleo y la frecuencia de fuga inicial grande (en inglés: Large Early Release Frequency, LERF), determinan los criterios de riesgo para tales cambios. Este análisis del riesgo permite que la toma de decisiones para cualquier cambio en una planta de energía nuclear ocurra de acuerdo con la legislación, los márgenes de seguridad y las estrategias de desempeño. Un estudio del año 2003 encargado por la Comisión Europea destacó que las frecuencias de daño al núcleo de entre 5 &veces; 10-5 por son un resultado común o en otras palabras, un incidente de dañó al núcleo en 20.000 años de funcionamiento del reactor. Un estudio del año 2008 llevado a cabo por el Electric Power Research Institute, la frecuencia de daño de núcleo para la industria nuclear de Estados Unidos se estimó en 1 en 50.000 reactor año, o 2 veces 10-5. Asumiendo que hay 500 reactores en funcionamiento en el mundo, las cifras indicadas en los párrafos anteriores significan que, estadísticamente, podría esperarse que ocurra en el mundo un incidente de daño del núcleo cada 40 o 100 años respectivamente. Históricamente la primera vez que se alcanzó energía nuclear fue hace 60 años atrás. Los 582 reactores operacionales que fueron construidos desde entonces equivalen a 14.400 reactor año. Las cifras de arriba implican que deberían haberse dado menos de 1 accidente. Sin embargo, de estos 582 reactores, 11 han sufrido daños de núcleo serios, resultando en una tasa histórica de accidentes de 1 en 1.309 reactor año, aproximadamente 15 veces más frecuente que el estimado de la Unión Europea (1/20.000 reactor año) y aproximadamente 35 veces más frecuente si se compara con el estimado de Estados Unidos (1/50.000 reactor año). Durante el terremoto en la costa oriental de Japón del año 2011, la planta de energía nuclear de Fukushima I sufrió daños de núcleo en tres de sus seis reactores después de que los sistemas de refrigeración fallaron. Los reactores eran del tipo General Electric BWR-3 y BWR-4 al interior de contenimientos Mark I. A este tipo se le habían calculado que tenían una frecuencia de daño de núcleo de entre 10-4 y 10-7
rdf:langString
Частота повреждений активной зоны (CDF, Core damage frequency) — термин, используемый в (PRA), который указывает вероятность аварии, способной вызвать серьезное повреждение ядерного топлива в активной зоне ядерного реактора . Аварии с повреждением активной зоны считаются чрезвычайно серьезными, поскольку серьезное повреждение топлива в активной зоне препятствует адекватному отводу тепла или даже безопасному останову, что может привести к расплавлению активной зоны . Некоторые источники считают повреждение активной зоны и расплавление активной зоны одним и тем же, и в разных отраслях и странах используются разные методы измерения, поэтому основная ценность показателя CDF заключается в управлении риском аварий активной зоны в системе, а не обязательно для предоставления крупномасштабной статистики. Оценка постоянных или временных изменений на атомной электростанции выполняется для оценки того, соответствуют ли такие изменения критериям риска. Например, вероятность повреждения активной зоны может увеличиться при замене компонента, но вероятность будет еще выше, если этот компонент выйдет из строя из-за того, что он не был заменен. Критерии риска для таких изменений определяют критерии риска, такие как частота повреждения активной зоны и частота больших преждевременных выбросов (LERF). Анализ рисков позволяет принимать решения о любых изменениях на атомной электростанции в соответствии с законодательством, запасом безопасности и стратегиями эффективности. В исследовании 2003 г., проведенном по заказу Европейской комиссии, отмечалось, что «частота повреждения активной зоны 5×10−5 [на реактор в год] являются обычным результатом" или, другими словами, одно повреждение активной зоны за 20 000 реакторных лет. В исследовании, проведенном в 2008 году , оценочная частота повреждения активной зоны для ядерной промышленности США оценивается в 50 000 реакторо-лет, или 2×10−5. Если предположить, что в мире используется 500 реакторов, приведенные выше оценки CDF означают, что статистически можно ожидать один инцидент с повреждением активной зоны каждые 40 лет по оценкам среднего уровня аварийности Европейской комиссии 2003 года, или каждые 100 лет по оценке 2008 года. Согласно отчету Совета по защите национальных ресурсов за 2011 год, во всём мире 582 реактора накопили около 14 400 реакторо-лет коммерческой эксплуатации. Из этих 582 реакторов 11 имели серьезные повреждения активной зоной. Эти исторические данные приводят к тому, что в период с 1954 по 2011 год средняя частота аварий составляла 1 на каждые 1309 реакторо-лет (7,6×10-4 на реакторный год). В пяти из этих аварий повреждения были настолько незначительными, что реактор был отремонтирован и перезапущен. Во время землетрясения 2011 года на восточном побережье Японии и вызванного им цунами высотой более 15 м АЭС Фукусима I получила повреждения активной зоны на трех из шести реакторов из-за отказа систем аварийного охлаждения вследствие экстремальных условий. Оригинальный проект АЭС Фукусима не учитывал возможность возникновения цунами высотой более 3 м. Эти реакторы были реакторами General Electric BWR-3 и BWR-4 внутри , что является обычным явлением в Соединенных Штатах. Однако все эти типы установок имеют разную конструкцию из-за нормативных требований, индивидуальных предпочтений коммунальных предприятий и местоположения строительства. В 1995 году Sandia National Laboratories подсчитали, что отдельные реакторы BWR-3 и BWR-4 в США имеют частоту повреждения активной зоны от 10-4 до 10-7.
xsd:nonNegativeInteger
8068