Este documento estipula los principios involucrados en el proceso de verificación y cálculo de los términos fuente de accidentes por pérdida de agua en plantas de energía nuclear con reactores de agua a presión, selección del contenido del cálculo, determinación de los requisitos de datos, descripción del software y modelos de cálculo, construcción del modelo, análisis de resultados y conclusiones. Este documento es aplicable a la verificación y cálculo de las fuentes de accidentes de pérdida de agua en la revisión de seguridad de las etapas de selección, diseño y operación del sitio de centrales nucleares con reactores de agua a presión. La verificación y el cálculo de las fuentes de accidentes de pérdidas de agua en otros reactores Se pueden implementar como referencia centrales nucleares de tipo similar y reactores de investigación.
T/BSRS 049-2020 Historia
2020T/BSRS 049-2020 Requisito técnico para el cálculo de auditoría de la central nuclear PWR Término fuente LOCA