|
|
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ ГОСТ 24722-81 ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР
ПО СТАНДАРТАМ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ
СТАНДАРТ СОЮЗА ССР
Постановлением
Государственного комитета СССР по стандартам от 30 апреля 1981 г. № 2216 срок
действия установлен с 01.07. 1982 г. до 01.07. 1987 г. Несоблюдение стандарта
преследуется по закону Настоящий стандарт
распространяется на ядерные энергетические корпусные реакторы с водой под
давлением (ВВЭР), предназначенные для работы на атомных электростанциях (АЭС) и
атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ). Стандарт не распространяется
на реакторы типа ВВЭР, предназначенные для работы на атомных станциях
теплоснабжения (ACT) и на опытные и исследовательские реакторы, а также
реакторы, предназначенные для использования на нестационарных установках. 1. ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ
1.1. Основные параметры 1.1.1. Основные параметры реакторов типа ВВЭР - по ГОСТ 21514-76. 1.2. Требования к конструкции 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. 1.2.1. - 1.2.3. (Новая редакция, Изм. № 2). 1.2.4. Реакторы должны иметь извлекаемую конструкцию всех внутрикорпусных
устройств. 1.2.5. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность разборки и
извлечения активной зоны после любой аварии, рассмотренной в проекте, 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. (Измененная редакция, Изм. № 2). 1.2.5а. Конструкция реактора должна обеспечивать в рабочем состоянии величину
протечек теплоносителя с входа на выход реактора (мимо активной зоны) не более
5 % от общего расхода через активную зону. (Введен дополнительно, Изм. № 1). 1.2.6. Патрубки реакторов должны располагаться по высоте корпуса так, чтобы
при сливе теплоносителя из полости присоединяемых к ним трубопроводов верхний
уровень теплоносителя в реакторе оставался выше верхней отметки активной зоны
на значение, обусловленное данными физических, теплотехнических расчетов и
конструктивными характеристиками активной зоны. (Измененная редакция, Изм. № 2). Число патрубков главных циркуляционных
петель является конструктивным показателем и должно определяться мощностью
петель. (Введен дополнительно, Изм. № 2). 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. (Новая редакция, Изм. № 2). 1.2.8. Реакторы должны иметь устройства для подачи воды от системы
аварийного охлаждения активной зоны в верхнюю и нижнюю камеры смешения
реактора. 1.2.9. Внутренние поверхности корпуса и крышки должны иметь антикоррозионное
покрытие, сохраняющее свои свойства при рабочих параметрах среды в течение
всего срока службы реактора. 1.2.10. Шероховатость поверхностей оборудования реактора, контактирующих с теплоносителем,
должна быть не хуже Rz20 или соответствовать
согласованным с заинтересованными организациями образцам. 1.2.11. Активная зона, внутрикорпусные устройства и рабочие органы СУЗ должны
быть спроектированы так, чтобы во всех нормальных и
аварийных режимах исключалась возможность непредусмотренного проектом и
приводящего к увеличению реактивности перемещения компонентов активной зоны. (Измененная редакция, Изм. № 1). 1.2.12. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность контроля
плотности главного разъема и исключение разгерметизации узла уплотнения как при
нормальной эксплуатации, так и при достижении предусмотренных проектом
аварийных значений давления воды в реакторе и скоростей изменения температуры в
элементах корпуса и главного разъема (за исключением режимов, связанных с
разрывами трубопроводов 1-го контура, приводящих к некомпенсируемым течам). (Измененная редакция, Изм. № 1). 1.2.13. Реакторы должны иметь конструкцию, предусматривающую возможность
размещения образцов-свидетелей основного металла корпуса и его сварных
соединений в соответствии с требованиями «Правил устройства и безопасной
эксплуатации». 1.2.14. Реакторы должны иметь конструкцию, допускающую возможность проведения
контроля состояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионных
покрытий, и должны быть оснащены средствами для проведения указанного контроля.
Порядок, методы и объем контроля начального качества и состояния в процессе
эксплуатации - основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий
каждой из основных составных частей реактора устанавливают в соответствии с
требованиями «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС
опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. (Новая редакция, Изм. № 1). 1.2.15. Реакторы должны быть оснащены устройствами, обеспечивающими
внутриреакторный контроль за температурой на выходе из тепловыделяющих сборок
(ТВС) активной зоны и распределением энерговыделения по объему активной зоны. 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. (Введен дополнительно, Изм. № 2). 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. (Введен дополнительно, Изм. № 2). 1.2.16. Реакторы должны иметь конструкцию, обеспечивающую возможность
контроля в процессе изготовления, испытания и эксплуатации размеров,
установленных в ТУ на конкретные реакторы, а также контроля в процессе
испытания и эксплуатации следующих параметров: давления на выходе из
активной зоны; перепада давления на
реакторе; уровня теплоносителя в
реакторе; концентрации растворенного
поглотителя в воде; температуры наружной поверхности
стенки корпуса реактора; температуры чехлов приводов
СУЗ. Погрешность методов измерения
параметров должна соответствовать требованиям технических условий на конкретный
реактор. (Измененная редакция, Изм. № 1). 1.2.17. Конструкторская и технологическая документация на реакторы должна
подвергаться в установленном порядке метрологическом экспертизе. 1.2.18. Уровни стандартизации и унификации реакторов должны быть оптимальными
и устанавливаться в техническом задании на разработку конкретных проектов. Уровни стандартизации и
унификации должны определяться коэффициентом межпроектной унификации (Кму),
коэффициентом применяемости (Кпр) и коэффициентом повторяемости (Кп). 1.2.19. Внутрикорпусные устройства (ВКУ) реактора должны проходить контрольную
сборку в собственном корпусе реактора с окончательной установкой шпонок ВКУ на
предприятии-изготовителе. (Введен дополнительно, Изм. № 1). 1.3. Требования по устойчивости к
внешним воздействиям 1.3.1. Реакторы должны быть устойчивы к внешним воздействиям при транспортировании
и хранении, для чего оборудование реакторов должно быть законсервировано,
защищено покрытиями и упаковано. Должны быть предусмотрены
меры, обеспечивающие сохранность геометрических форм оборудования. Специальные
требования к метеорологическим условиям хранения, требования к складским
помещениям и специальные требования хранения должны быть указаны в
нормативно-технической документации на конкретное оборудование, утвержденной в
установленном порядке. 1.3.2. Выбор лакокрасочных покрытий, средств и методов консервации должен
определяться конструктивными особенностями и материалами оборудования,
требованиями монтажа, условиями транспортирования, хранения, условиями
последующей эксплуатации и должен производиться в соответствии с ГОСТ 9.014-78, ГОСТ 9.104-79, ГОСТ 9.401-79. (Измененная редакция, Изм. № 1). 1.3.3. Лакокрасочные покрытия и средства консервации должны обеспечивать
сохраняемость оборудования реактора при транспортировании и хранении на срок,
предусмотренный техническими условиями на поставку оборудования. (Новая редакция, Изм. № 2). 1.3.4. Средства консервации не должны влиять на эксплуатационный водный
режим реактора. 1.3.5. Реакторы должны быть устойчивы к воздействию среды в герметичных
приреакторных помещениях. Параметры среды (температура, давление, относительная
влажность, уровень радиации) должны быть приведены в ТУ на конкретный реактор. 1.3.6. Реакторы, предназначенные для поставки в районы с сейсмоактивной
площадкой строительства АЭС, должны отвечать следующим требованиям: при землетрясении
интенсивностью меньше предусмотренного проектом реактор должен обеспечивать нормальное
функционирование без остановки; при землетрясении
интенсивностью, равной проектному значению, вплоть до максимального расчетного
землетрясения, должны быть обеспечены безопасная остановка и расхолаживание
реактора. 1.3.7. Конструкция реактора, трубопроводов и оборудования 1-го контура должна
обеспечивать сейсмостойкость и вибропрочность во всех режимах, предусмотренных
проектом. (Новая редакция, Изм. № 2). 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. (Введен дополнительно, Изм. № 2). 1.4. Требования к надежности 1.4.1. Реакторы должны иметь назначенный срок службы не менее 30 лет. Допускается замена
быстроизнашивающихся деталей и узлов. 1.4.2. Заменяемые в процессе эксплуатации детали и узлы должны
проектироваться с назначенными ресурсами, при которых не требовалась бы
внеплановая остановка АЭС для их замены. 1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000
ч. (Новая редакция, Изм. № 2). 1.4.4. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы путем проведения
технического обслуживания, неразрушающего контроля и ремонтов имелась возможность
предупреждения, обнаружения, установления причин возникновения и последующего
устранения отказов, повреждений и неисправностей. Среднее время восстановления
работоспособности состояния должно быть не более 200 ч. Средняя оперативная
продолжительность технического обслуживания при частичных перегрузках топлива -
не более 30 сут. Средняя оперативная
продолжительность технического обслуживания при полной выгрузке активной зоны -
не более 60 сут. (Измененная редакция, Изм. № 2). 1.4.5. Запас по назначенному сроку службы корпуса реактора определяют при
проектировании. (Введен дополнительно,
Изм. № 2). 1.4.6. Коэффициент готовности определяется средней наработкой на отказ и
средним временем восстановления и должен быть не менее 0,972. (Введен дополнительно,
Изм. № 2). 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. (Введен дополнительно,
Изм. № 2). 1.5. Эксплуатационные требования 1.5.1. В качестве максимальной аварии в проекте реактора должен
рассматриваться мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного
трубопровода с двухсторонним истечением теплоносителя в сочетании с режимом
полного обесточивания АЭС. Для реакторов, предназначенных к поставке в районы с
сейсмоактивной площадкой строительства АЭС, в качестве максимальной аварии
должна рассматриваться указанная авария одновременно с максимальным расчетным
землетрясением. 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. (Новая редакция, Изм. № 2). 1.5.3. Реакторы должны допускать работу в течение всего назначенного срока
службы при изменении расхода теплоносителя, возникающем при колебании частоты в
электросети в интервале 48,5-50,5 Гц (для насосов с электроприводом). (Новая редакция, Изм. № 1). 1.5.4. Реакторы должны обеспечивать работу энергоблока без срабатывания
аварийной защиты при обесточивании всех главных циркуляционных насосов на время
не более 3 с (для насосов с электроприводом). 1.5.5. Реакторы должны допускать разогрев со скоростью 20 °С в час. 1.5.6. Реакторы должны допускать плановое расхолаживание со скоростью 30 °С
в час. 1.5.7. Реакторы должны обеспечивать выработку в течение календарного года
энергии, соответствующей энергии, производимой в течение не менее 7000 ч работы
на номинальной мощности. 1.5.8. Реактор должен допускать аварийное ускоренное расхолаживание со
скоростью до 60 °С/ч. (Введен дополнительно, Изм. № 1). 1.5.9. Реактор и его оборудование должны предусматривать возможность
выполнения неразрушающими методами исследования свойств металла до пуска в
эксплуатацию, а также при проведении периодического и внеочередного контроля в
соответствии с «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования
АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных
Госгортехнадзором СССР, Государственным комитетом по использованию атомной
энергии СССР. (Введен дополнительно, Изм. № 1). 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. 1.5.10.-1.5.14. (Введены дополнительно, Изм. №
2). 1.6. Требования к конструкционным
материалам 1.6.1. Материалы, применяемые для изготовления реакторов, должны
удовлетворять требованиям «Правил устройства и безопасной эксплуатации
оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных
реакторов и установок» и настоящего стандарта. 1.6.2. Критическая температура хрупкости и температурная зависимость
вязкости разрушения основных материалов и сварных соединений должны
обеспечивать прочность в соответствии с требованиями «Норм расчета на прочность
оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок». (Измененная редакция, Изм. № 2). 1.6.3. Материалы, применяемые для изготовления элементов реактора,
контактирующих с водой 1-го контура, должны быть стойкими к коррозии. Скорость общей коррозии
нержавеющих сталей (в том числе антикоррозионных покрытий) в 1-м контуре в
рабочих условиях не должна превышать 0,002 мм/год. 1.6.4. Сварочные материалы и сварочные соединения должны соответствовать
требованиям «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных
энергетических установок», «Основных положений по сварке и наплавке узлов и
конструкций оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и
установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, и «Правил контроля сварных
соединений и наплавки узлов и конструкций оборудования АЭС, опытных и
исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных
Госгортехнадзором СССР. (Измененная редакция, Изм. № 2). 1.6.5. Материалы должны быть стойки к растворам, применяемым при
дезактивации. 1.7. Требования к ядерному топливу 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). (Новая редакция, Изм. № 2). 1.7.2. Обогащение урана сердечников твэлов изотопом U235 (в % по массе) должно
выбираться из регламентированных рядов, установленных в нормативно-технической
документации, утвержденной в установленном порядке. 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. (Введен дополнительно, Изм. № 2). 2. ТРЕБОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
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». (Новая редакция, Изм. № 2). 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. (Новая редакция, Изм. № 2). 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. (Новая редакция, Изм. № 2). 2.2. Требования радиационной
безопасности 2.2.1. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальной работе
реакторной установки облучение персонала, обслуживающего реактор, не превышало
величин, регламентированных «Нормами радиационной безопасности НРБ-76»,
утвержденными Главным Государственным санитарным врачом СССР. 2.2.2. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальной
эксплуатации на протяжении их проектного срока службы не превышался первый
проектный предел повреждения, твэлов и выполнялись требования ОПБ-82 к реактору
и реакторной установке по обеспечению проектного предела повреждения твэлов при
разгерметизации первого контура. Во всех случаях должна быть
обеспечена возможность выгрузки активной зоны после максимальной
проектной аварии (МПА). (Измененная редакция, Изм. № 1). 2.2.3. Проектирование реактора должно быть основано на использовании
технологии, гарантирующей радиационную безопасность населения, проживающего на
прилегающей территории, в соответствии с «Санитарными правилами проектирования
и эксплуатации АЭС». (Введен дополнительно, Изм. № 2). 2.3. Требования общепромышленной безопасности Устройство, обслуживание и
ремонт ядерного реактора и его компонентов должны отвечать требованиям «Норм
радиационной безопасности», «Правил устройства и безопасной эксплуатации
оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок»,
«Правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей» и
«Правил технической эксплуатации электроустановок потребителей», утвержденных
Госэнергонадзором. СОДЕРЖАНИЕ |
|
|
|
|
