4. Внутренние воздействия, вызванные аварийными ситуациями внутри реакторного отделения

│ 4. Внутренние воздействия, вызванные аварийными ситуациями │

│ внутри реакторного отделения │

├────┬───────────┬────────────┬───────────┬─────────────┬────────┤

│ │4.1. Разрыв│1. Летящие │1. Повреж- │1. Оборудова-│Да │

│ │трубопро- │предметы │дение │ние │ │

│ │вода │2. Струи │конструкций│2. Реактор и │ │

│ │ │реактивные │2. Летящие │т.д. │ │

│ │ │ │предметы │ │ │

│ ├───────────┼────────────┼───────────┼─────────────┼────────┤

│ │4.2. И т.д.│ │ │ │ │

└────┴───────────┴────────────┴───────────┴─────────────┴────────┘

Примечание. Если в графе 5 приведены системы, важные для безопасности, в графе 6 записывается "Да". Согласно отметке, сделанной в графе 6, в соответствующих разделах и главах отчета должны быть представлены результаты количественной оценки вероятности событий, параметров воздействий на системы и элементы, подвергшиеся воздействию, и выводы о стойкости этих систем и элементов к воздействиям.

3. Внутренние воздействия, вызванные аварийными ситуациями в пределах площадки, внешние по отношению к реакторному отделению Приложение 4. Требования к информации о программах обеспечения радиационного контроля