Ф. АТОМНАЯ ТЕХНИКА

Изменение № 2 ГОСТ 24722-81 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением (ВВЭР). Общие технические требования

Утверждено и введено в действие Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 21.12.88 № 4379

Дата введения 01.07.89

Пункты 1.2.1 - 1.2.3 изложить в новой редакции: «1.2.1. Реакторы типа ВВЭР (далее реакторы) должны изготовляться в соответствии с требованиями настоящего стандарта, а также требованиям «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР и Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР (ГКАЭ СССР), «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации», утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР, Минздравом СССР, Госгортехнадзором СССР и согласованных с Госстроем СССР, «Правил ядерной безопасности атомных электростанций», утвержденных Госатомнадзором СССР, «Первоочередных изменений и дополнений в «Общие положения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, Минатомэнерго СССР, ГКАЭ СССР, Минздравом СССР и ГО СССР, «Первоочередных изменений и дополнений «Правил ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, Минатомэнерго СССР и ГКАЭ СССР, «Норм проектирования сейсмостойких атомных станций», утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок», утвержденных ГКЛЭ СССР и Госатомэнергонадзором СССР, «Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС», утвержденных ГКАЭ СССР, Министерством энергетики и электрификации СССР и Минздравом СССР, и технических условий (ТУ) на конкретный реактор.

1.2.2. Реакторы должны иметь следующие основные составные части:

корпус с крышкой и устройствами для размещения исполнительных механизмов системы управления и защиты (СУЗ);

активную зону с устройствами для размещения и дистанционирования топлива;

исполнительные механизмы СУЗ;

устройство воздействия на распределение потоков теплоносителя и снижения флюенса нейтронов на корпус;

устройства для размещения детекторов и детекторы системы внутриреакторного контроля (ВРК);

электрооборудование СУЗ и системы ВРК в пределах шахты;

устройства для исследования состояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий неразрушающими методами в процессе эксплуатации;

устройства для диагностики реактора.

Определение составных частей реактора - по ГОСТ 23082-78 и ГОСТ 17137-87.

1.2.3. Составные части реакторов должны иметь весогабаритные характеристики, позволяющие транспортирование их железнодорожным, автомобильным или водным транспортом и смешанным способом. Весогабаритные характеристики определяют конструктивными показателями: максимальным диаметром реактора, высотой реактора, массой сухого реактора, эквивалентным диаметром активной зоны, высотой активной зоны, которые определяются в ходе проектирования конкретного реактора из условия обеспечения проектной тепловой мощности.

Вид транспорта должен устанавливаться нормативно-технической документацией на конкретный реактор».

Пункт 1.2.5 дополнить словами: «Разборка и извлечение активной зоны должны быть максимально сокращены во времени за счет разработки и внедрения специальных устройств (креплений) и других возможных конструктивных решений и применения робототехники, отвечающей требованиям ядерной, радиационной и экологической безопасности».

Пункт 1.2.6. Заменить слова: «не менее, чем на 1100 мм» на «на значение, обусловленное данными физических, теплотехнических расчетов и конструктивными характеристиками активной зоны»;

дополнить абзацем: «Число патрубков главных циркуляционных петель является конструктивным показателем и должно определяться мощностью петель».

Пункт 1.2.7 изложить в новой редакции: «1.2.7. Конструкция и расположение опор корпуса реактора должны предотвращать поворот вокруг вертикальной оси и наклон корпуса относительно исходного состояния после окончания монтажных работ и в процессе эксплуатации и не должны препятствовать вертикальным перемещениям корпуса от температурных расширений относительно неподвижной опорной поверхности. При завершении монтажа корпуса реактора должен быть обеспечен проектный уклон главного разъема на диаметре уплотнительных прокладок.

В процессе пусконаладочных работ и эксплуатации, вследствие изменения положения фундаментной плиты реакторного отделения и строительных конструкций, допускается максимальный уклон поверхности главного разъема корпуса реактора 1/2000».

Раздел 1 дополнить пунктами - 1.2.15а, 1.2.15б: «1.2.15а. Номинальная тепловая мощность реактора должна определяться способностью длительно обеспечивать проектную нагрузку в единицу времени. При выборе номинальной тепловой мощности необходимо стремиться к максимальному удовлетворению технико-экономических требований.

1.2.15б. Средняя скорость теплоносителя в активной зоне, характеризующая интенсивность теплосъема, должна выбираться таким образом, чтобы обеспечить надежный отвод тепла активной зоны с учетом выполнения требований к вибропрочности, гидродинамике и эррозионному износу циркуляционного тракта и его элементов».

Пункты 1.3.3, 1.3.7 изложить в новой редакции: «1.3.3. Лакокрасочные покрытия и средства консервации должны обеспечивать сохраняемость оборудования реактора при транспортировании и храпении на срок, предусмотренный техническими условиями на поставку оборудования.

1.3.7. Конструкция реактора, трубопроводов и оборудования 1-го контура должна обеспечивать сейсмостойкость и вибропрочность во всех режимах, предусмотренных проектом».

Раздел 1 дополнить пунктом - 1.3.8: «1.3.8. Применение предусмотренных средств пожаротушения не должно вызывать хрупкого разрушения реактора, оборудования и трубопроводов, а также его циркуляционных петель и систем. При пожаротушении не допускается попадание воды или борного раствора с концентрацией, ниже установленной, в реактор и его системы».

Пункт 1.4.3 изложить в новой редакции: «1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000 ч».

Пункт 1.4.4. Второй абзац изложить в новой редакции: «Среднее время восстановления работоспособного состояния должно быть не более 200 ч».

Раздел 1 дополнить пунктами - 1.4.5-1.4.7: «1.4.5. Запас по назначенному сроку службы корпуса реактора определяют при проектировании.

1.4.6. Коэффициент готовности определяется средней наработкой на отказ и средним временем восстановления и должен быть не менее 0,972.

1.4.7. Коэффициент технического использования определяется отношением математического ожидания интервалов времени пребывания объекта в работоспособном состоянии за конкретный период эксплуатации к сумме математических ожиданий интервалов времени пребывания реактора в работоспособном состоянии, простоев, обусловленных техническим обслуживанием, и ремонтов за тот же период эксплуатации и должен быть не менее 0,86».

Пункт 1.5.2 изложить в новой редакции: «1.5.2. Реакторы должны иметь маневренные характеристики, обеспечивающие работу энергоблока во всех режимах, предусмотренных проектом энергоблока.

Допустимую скорость изменения тепловой мощности (набор нагрузки, снижение нагрузки) проектируют с учетом требований по маневренности, а также требований, предъявляемых к условиям работы топлива.

Проектом должна быть предусмотрена система воздействия на реактивность, относящаяся к системам нормальной эксплуатации и предназначенная для управления реактором».

Раздел 1 дополнить пунктами - 1.5.10-1.5.14: «1.5.10. Средняя оперативная трудоемкость технического обслуживания определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости и технического обслуживания данного вида за определенный период эксплуатации или наработку и должна указываться в технических условиях на реактор.

1.5.11. Средняя оперативная трудоемкость планового ремонта определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости планового ремонта за определенный период эксплуатации или наработку и должна указываться в технических условиях на реактор.

1.5.12. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы имелся доступ к отдельным составным частям во время плановых остановок и ремонтов для демонтажа составных частей. Реактор должен быть приспособлен к сборке и разборке и доступен для метрологического контроля.

1.5.13. Конструкция должна исключать возможность неправильного подключения кабелей и других ошибок обслуживающего персонала во время техобслуживания и ремонта.

1.5.14. Замена оборудования при снятии реактора с эксплуатации должна производиться с применением специальных устройств, обеспечивающих снижение дозозатрат до минимального возможного уровня».

Пункты 1.6.2, 1.6.4. Заменить слова: «Норм расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» на «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок»

Пункт 1.7.1 изложить в новой редакции: «1.7.1. При использовании в качестве ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР урана слабого обогащения, он может применяться в виде брикетов из двуокиси урана, спресованных в таблетки или стержни, из которых набирают сердечники тепловыделяющих элементов (твелов)».

Раздел 1 дополнить пунктом - 1.7.3: «1.7.3. Масса и обогащение ядерного топлива в активной зоне реактора должны обеспечить выработку энергии ядерного деления топлива, необходимой для обеспечения работы реакторной установки на номинальной мощности в течение заданного проектом времени».

Пункт 2.1 изложить в новой редакции

«2.1. Требования ядерной безопасности

2.1.1. Реакторы должны соответствовать требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации», утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР, ГКАЭ СССР и согласованных Минздравом СССР, «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, ГКАЭ СССР, «Правил ядерной безопасности атомных электростанций», «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок», «Первоочередных изменений и дополнений в «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), «Первоочередных изменений и дополнений «Правил ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74), «Норм проектирования сейсмостойких атомных станций» и «Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС».

2.1.2. Проектом должна быть предусмотрена независимая система аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии, относящаяся к защитным системам безопасности. Для атомных станций допускается многоцелевое использование систем воздействия на реактивность, если совмещение функций не приводит к нарушению требований обеспечения безопасности.

В системах аварийной остановки реактора желательно применение пассивных устройств.

Аварийная остановка реактора не должна зависеть от наличия внешних источников энергии.

2.1.3. Эффективность и быстродействие системы аварийной остановки реактора должны быть достаточны для подавления положительной реактивности, возникающей и результате проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и авариях и ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим к недопустимому повреждению твелов».

Раздел 2 дополнить пунктом - 2.2.3: «2.2.3. Проектирование реактора должно быть основано на использовании технологии, гарантирующей радиационную безопасность населении, проживающего на прилегающей территории, в соответствии с «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АЭС».

(ИУС № 4 1989 г.)