ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
ПОД ДАВЛЕНИЕМ

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМЕ
ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ

ГОСТ 26635-85

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ

Москва

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

Общие требования к системе
внутриреакторного контроля

Nuclear power vessel-encapsulated pressurized-water
reactors. General requirements for in-core reactor
monitoring system

ГОСТ
26635-85

Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 октября 1985 г. № 3430 срок введения установлен

с 01.01.87

Несоблюдение стандарта преследуется по закону

1. Настоящий стандарт распространяется на штатные системы внутриреакторного контроля (ВРК) ядерных энергетических корпусных реакторов с водой под давлением: атомных электростанций (АЭС) и атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) и устанавливает общие требования к системам ВРК.

Термины, применяемые в стандарте, и их пояснения приведены в справочном приложении.

2. Система ВРК должна выполнять следующие основные задачи:

выдачу информации об основных параметрах активной зоны и теплоносителя;

выдачу рекомендаций (в виде текста или условной сигнализации на дисплее) о необходимости воздействия на органы регулирования параметров активной зоны и теплоносителя;

выдачу сигналов в АСУ ТП энергоблока АС и систему управления и защиты (СУЗ)*.

_____________

* Не распространяется на системы ВРК освоенные производством до введения настоящего стандарта.

3. Система ВРК в соответствии с задачами должна обеспечивать выполнение функций измерения, обработки, регистрации и представления данных, в том числе:

измерение, отображение по вызову и регистрацию значений нейтронно-физических и теплогидравлических параметров и показателей состояния активной зоны и теплоносителя;

обнаружение, отображение по вызову, регистрацию и оперативную сигнализацию отклонений технологических параметров и показателей состояния оборудования системы теплоотвода от заданных пределов;

выдачу информации о срабатывании блокировок и защит;

выдачу информации о результатах математических и логических операций, выполняемых комплексом технических средств системы на пульт оператора, а также в вычислительные средства энергоблока атомной станции (АС);

введение поправок в показания первичных измерительных преобразователей и отбраковку заведомо недостоверных показаний;

расчет линейной мощности тепловыделяющих сборок (ТВС) в местах расположения внутризонных детекторов;

расчет тепловой мощности ТВС, содержащих измерительные каналы;

расчет тепловой мощности ТВС, не имеющих измерительных каналов;

расчет средней по активной зоне линейной мощности ТВС и коэффициентов объемной неравномерности энерговыделения;

расчет средней по активной зоне мощности ТВС и коэффициентов неравномерности мощности ТВС;

расчет тепловой мощности ядерного реактора по показаниям независимых групп измерительных преобразователей и наиболее вероятного значения его мощности;

расчет минимального запаса до кризиса теплообмена, запаса до критической тепловой мощности ядерного реактора;

расчет выгорания ядерного топлива;

расчет общей энерговыработки ядерного реактора от начала эксплуатации первой топливной загрузки и после очередной перегрузки ядерного топлива;

анализ срабатываний предупредительной и аварийной сигнализаций;

диагностику процесса эксплуатации активной зоны и состояния оборудования системы теплоотвода от ядерного реактора;

прогнозирование режимов эксплуатации активной зоны и состояния оборудования системы теплоотвода от ядерного реактора;

подготовку информации и выполнение процедур обмена информацией с автоматизированной системы управления технологическим процессом (АСУ ТП) энергоблока АС;

определение рационального режима эксплуатации ядерного реактора;

выдачу рекомендаций по управлению процессом эксплуатации ядерного реактора;

выдачу предупредительного сигнала о снижении минимального запаса до кризиса теплообмена ниже уставки;

выдачу рекомендации о необходимости снижения локальной мощности ТВС с указанием ее координат и номера участка ТВС, наиболее близкого к кризису теплообмена;

выдачу предупредительной сигнализации и рекомендации в случае необходимости снижения общей мощности ядерного реактора.

4. Система ВРК должна быть обеспечена комплексом технических средств, указанных в табл. 1.

Таблица 1

Наименование технических средств	Размещение	Пояснение
Измерительные каналы системы ВРК	В активной зоне, над ней и в шахте ядерного реактора	По ГОСТ 24789-81
Термоэлектрические преобразователи (ТЭП)	На выходе ТВС, в камере смешения, в горячих и холодных участках трубопроводов первого контура	По ГОСТ 23847-79 и в соответствии с требованием п. 20
Термопреобразователи сопротивления	В горячих и холодных участках трубопроводов первого контура, в коробках компенсации температуры холодных спаев ТЭП	По ГОСТ 6651-84 и в соответствии с требованиями п. 20
Кабели линий связи	В активной зоне, над ней, в шахте и в локализующих помещениях ядерного реактора, в производственных помещениях зоны свободного режима	Типы кабелей выбирают в зависимости от их назначения по согласованию между заказчиком и разработчиком системы ВРК
Аппаратура ВРК	В производственных помещениях зоны свободного режима	По ГОСТ 26344.0-84
Технические средства для наладки и проверки работоспособности при эксплуатации технических средств, входящих в систему ВРК	То же	По ГОСТ 26344.0-84

5. Система ВРК может использовать свои и общие, входящие в состав АСУ ТП энергоблока АС, вычислительные ресурсы, средства регистрации и отображения информации, общие с другими подсистемами АСУ ТП энергоблока АС. Регламент использования технических средств должен быть предусмотрен в конструкторской документации разработчика системы BPK.

6. Систему ВРК следует разрабатывать и изготовлять в соответствии с требованиями настоящего стандарта и по рабочим чертежам, утвержденным в установленном порядке.

7. Система ВРК должна обеспечивать:

по быстродействию и метрологическим характеристикам проектные режимы эксплуатации ядерного реактора;

совместимость технических средств с технологическим оборудованием ядерного реактора;

необходимую информационную и программную совместимость с другими подсистемами АСУ ТП энергоблока АС;

контроль нейтронно-физических параметров активной зоны, в диапазоне мощности ядерного реактора 10 - 120 % номинальной и теплогидравлических параметров теплоносителя в диапазоне мощности 0 - 120 % номинальной.

8. Технические средства системы ВРК должны быть согласованными по функциональным признакам, по классу точности и по показателям надежности с техническими средствами АСУ ТП энергоблока АС.

9. В состав системы ВРК должно входить математическое и программное обеспечение для выполнения требований п. 3, передачи информации в управляющую вычислительную систему энергоблока АС, определения метрологических характеристик системы и диагностики состояния технических средств системы в целях выявления элементов, подлежащих замене в период эксплуатации.

10. Для метрологического обеспечения системы ВРК в технической документации разработчика должны содержаться:

методики аттестации и поверки аппаратуры ВРК;

методики аттестации первичных измерительных преобразователей;

состав прецизионной поверочной аппаратуры;

алгоритмы проверки функционирований и расчета погрешности измерений;

указания о периодичности поверки.

11. Метрологическое обеспечение системы ВРК при разработке, изготовлении и эксплуатации - по ГОСТ 8.009-84, ГОСТ 8.010-72, ГОСТ 8.326-78 и ГОСТ 8.437-81.

12. Наработка на отказ и время восстановления системы ВРК по функциям указаны в табл. 2.

Таблица 2

Функция	Наработка на отказ, ч, не менее	Время восстановления, ч, не более
Управление и локальная защита активной зоны	4×10⁴	1
Сигнализация	2×10⁴	2
Измерение, индикация и регистрация	1×10⁴	4
Вычисления, не связанные с предыдущими функциями	1250	8

13. Срок службы системы ВРК - не менее 30 лет при условии замены отказавших или выработавших ресурс технических средств системы. Номенклатура и значения показателей надежности технических средств системы ВРК должны быть согласованы между разработчиком и заказчиком технических средств и установлены в соответствии с требованиями ГОСТ 25804.2-83.

14. Требования по стойкости, прочности и устойчивости к внешним воздействующим факторам технических средств системы ВРК должны быть установлены по согласованию между разработчиком и заказчиком технических средств в соответствии с требованиями ГОСТ 25804.3-83.

15. Методы оценки соответствия требованиям по стойкости, прочности и устойчивости к внешним воздействующим факторам технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.7-83.

16. Общие конструктивно-технические требования к техническим средствам системы ВРК - по ГОСТ 25804.4-83 и ГОСТ 26344.0-84.

17. Методы оценки соответствия общим конструктивно-техническим требованиям технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.8-83.

18. Общие правила проведения испытаний и приемки опытных образцов и серийных технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.5-83.

19. Методы оценки соответствия требованиям по надежности технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.6-83.

20. Основная приведенная погрешность измерения параметров не должна превышать значений, указанных в табл. 3 (при доверительной вероятности 0,95).

Таблица 3

Наименование параметра	Погрешность	Примечание
Ток Детекторов прямой зарядки, %	±0,5
Температура теплоносителя, °С, в местах размещения:
термоэлектрических преобразователей,	±1,0	С индивидуальной калибровкой
термопреобразователей сопротивления,	±0,3	То же
Нормированные сигналы измерительных преобразователей, %	±0,25	-

21. Погрешности определения тепловой мощности и коэффициента неравномерности энерговыделения по объему активной зоны (при доверительной вероятности 0,95) не должны превышать соответственно ±2 и ±5 %.

22. Перечень функций, требования к точности вычислений, объем и сложность выполняемых задач должны быть установлены в техническом задании на разработку системы ВРК.

23. Система ВРК должна соответствовать требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), утвержденных Госкомитетом по использованию атомной энергии СССР, Минэнерго СССР, Минздравом СССР, Госгортехнадзором СССР, «Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79» и «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» (ОСП-72/80)», утвержденных Минздравом СССР, «Правил технической эксплуатации электроустановок потребителей» и «Правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей», утвержденных Госэнергонадзором СССР, «Правил ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74), утвержденных Госатомнадзором СССР.

ПРИЛОЖЕНИЕ

Справочное

ПОЯСНЕНИЯ ТЕРМИНОВ, ПРИМЕНЯЕМЫХ В СТАНДАРТЕ

Термин	Пояснение
Атомная электростанция (АЭС)	По ГОСТ 19431-84
Энергоблок АС	Комплекс, включающий ядерный реактор, парогенератор (ы), турбогенератор (ы) и обеспечивающие их работу системы, вспомогательные устройства и соответствующие помещения
Ядерный редактор	По ГОСТ 23082-78
Активная зона	По ГОСТ 23082-78
Тепловыделяющая сборка (ТВС)	По ГОСТ 23082-78
Тепловыделяющий элемент (твэл)	По ГОСТ 23082-78
Автоматизированная система управления технологическим процессом (АСУ ТП)	По ГОСТ 24.003-84
Система внутриреакторного контроля (ВРК)	По ГОСТ 21983-76
Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ)	По ГОСТ 23082-78
Локальная защита активной зоны	Функция системы ВРК, связанная с выдачей информационных и управляющих сигналов для предотвращения кризиса теплообмена в активной зоне
Кризис теплообмена	Явление резкого ухудшения теплообмена между поверхностью твэла и теплоносителем по сравнению с предусмотренным по проекту
Отказ	По ГОСТ 27.002-83
Наработка на отказ	По ГОСТ 27.002-83
Время восстановления	По ГОСТ 27.002-83
Ресурс	По ГОСТ 27.002-83
Срок службы	По ГОСТ 27.002-83