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.)