Стр. 1
 

14 страниц

304.00 ₽

Купить официальный бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее

Официально распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль".

Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.

Способы доставки

  • Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
  • Курьерская доставка (7 дней)
  • Самовывоз из московского офиса
  • Почта РФ

Распространяется на расчеты, выполняемые как в процессе проектирования, так и на стадии эксплуатации ВВЭР, в той их части, которая связана с определением собственно нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора: параметров критичности, запасов, эффектов и коэффициентов реактивности, эффективности органов регулирования, распределения мощности в активной зоне и их изменений при переходных процессах на ксеноне-135 и самарии-149, маневрировании мощности, выгорании и перегрузках топлива, а также длительностей кампаний топливных загрузок, расходов топлива, изотопного состава выгружаемого топлива, эффектов пространственно-временной кинетики в активной зоне, и устанавливает требования к проведению физических расчетов активных зон корпусных водоводяных энергетических реакторов типа ВВЭР - к их организации, объему и детальности, используемой методике, точности и оформлению результатов. Требования стандарта учитывают, что результаты этих расчетов применяются для обоснования безопасности реакторной установки (в частности, ее ядерной безопасности) и принятия решений, определяющих экономичность использования ядерного топлива.

Стандарт не распространяется на расчеты, связанные с решением задач теплофизики активной зоны, защиты корпуса и тепловыделений в элементах конструкции реактора

Введен впервые.

Оглавление

1 Организация расчетов 2 Объем и детальность расчетов 3 Методика расчетов 4 Точность расчетов 5 Оформление результатов расчетов

Показать даты введения Admin

Страница 1

ГОСТ Р 50088-92

государственный стандарт российской федерации

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ (ВВЭР)

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ

Издание официальное

V6-Z £9


ГОССТАНДАРТ РОССИИ М о с к в а

Страница 2

УДК 621.039.5:006.354    Группа    Ф60

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ (ВВЭР)

Общие требования к проведению    ГОСТ    Р

физических расчетов    50088—92

Water-moderated watcr-coolcd power rcactors.

Genera! requirements ior performing neutron physical calculations

ОКСТУ 6931

Дата введения 01.07.93 В части требований п. 2.3.1 к скоростям возрастания мощности при авариях с повышением реактивности и эффектам пространственной кинетики поля энерговыделений и подразд 2 5

01.01.96

Настоящий стандарт распространяется на расчеты, выполняемые* как в процессе проектирования, так и на стадии эксплуатации ВВЭР, в той их части, которая связана с определением собственно нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора: параметров критичности, запасов, эффектов и коэффициентов реактивности, эффективности органов регулирования, распрс-деелннн мощности в активной зоне и их изменений при переходных процессах на ксеноне-135 и самарии-149, маневрировании мощности, выгорании и перегрузках топлива, а также длительностей кампаний топливных загрузок, расходоз топлива, изотопного состава выгружаемого топлива, эффектов пространственно-временной кинетики в активной зоне, и устанавливает требования к проведению физических расчетов активных зон корпусных водо-поляных энергетических реакторов типа ВВЭР —к их организации, объему и летальности, используемой методике, точности и оформлению результатов. Требования стандарта учитывают, что результаты этих расчетов применяются для обоснования безопасности реакторной установки (в частности, ее ядерной безопасности) и принятия решений, определяющих экономичность использования ядер кого топлива.

Издание официальное

@ Издательство стандартов, 1992 ® Издательство стандартов, 1995 Настоящий стандарт не может быть полностью или частично воспроизведен, тиражирован и распространен в качестве официального издания без разрешения Госстандарта России

Страница 3

С 2 rOf:T Р 50088-92

Стандарт не распространяется на расчеты, связанные с решением задач теплофизики активной зоны, зашиты корпуса и тепловыделений в элементах конструкции реактора.

I. ОРГАНИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ

1.1.    Проектные и эксплуатационные физические расчеты ВВЭР дочжиы проводиться по программам, включенным на основании их аттестации и утверждения Госатомнадзором Российской Федерации и Государственный фонд алгоритмов и программ (ГОФАП). Эю требование распространяется на все виды используемых а раеччач программ, включая программы— библиотеки ядерных данных, эффективных малогрупповых сечений и граничных условий.

Результаты расчетов, полученные по другим программам, должны подтверждаться сопоставлением с расчетами, выполненными по аттестованным программам ГОФАП.

1.2.    При проведении расчетов допускается использовать версии программ, отличающиеся от входящих в ГОФАП:

постановкой программ на ЭВМ другого типа;

развитием программ в целях автоматизации их связи с другими программами и созданием дополнительных блоков сервиса (для организации счета вариантов сериями, обеспечением возможности продления счета после прерывания, допущением ветвления решаемых задач, интерполяцией результатов, изменением форматов печати);

улучшением организации процесса счета п результате исключения излишних повторений процедур, более рационального использования внутренней и внешней памяти, применения улучшенных способов > скорей и я сходимости нмтераций;

расширенном обчема рассчитываемой информации без изменения используемых приближен”й.

Применяемые 'тя расчетов -epmt программ должны обеспечивать полное coo*-утствне результатов решения тестовых задач, получаемым по пгограммам-ооигипалам.

Все пригодные для исголг.-^-гнип версии программ подлежат включению в ГОФ\П на основании утвержденного Госатомнадзором Российской Федерации положительного заключения экспертной комиссии фонла. Для утверждения версии программы, обеспечивающей оасш« рение объема рассчитываемой информации, в состав -гспг’тного "аключей:!я должно входить обоснование точности и области применения той части информации, которая ранее программой-оригиналом не рассчитывалась.

Страница 4

ГОСТ Р 5008S-92 С. 5

Версии программ, использующие улучшенные приближения и поэтому не обеспечивающие полного соответствия результатов ре* шення тестовых залач, получаемых по программам-оригиналам, подлежат аттестации, утверждению и последующему включению в ГОФЛП как новые программы.

1.3.    Расчеты в процессе эксплуатант реактор** \ол;чпы про-

водиться по программам, использоп? чи'.усч    ста-»г. техничес

кого проектирования этого реактора. Для ио*ч»и:*- чя точности результатов допускается применен    .ч* о>!...:н.лч про

грамм, обеспечивающих использование улучшенные приближении. В частности, допускается применений прогргмм-бнблиотек эффективных сечении и граничных условий, откорректированных на основе обобщения nerfrpoHHO-фи'ическнх данных эксплуатации реакторов этого типа. Условием применении новых программ, помимо их аттестации, утвержтеиня и включения в ГОФЛП. должно быть наличие соответствующих рекоуеитаинй и согласования со стороны научного руководства н главного конструктора реакторной установки.

1.4.    Результаты физических расчетов, представляемые в официальных документах, подлежат экспертизе ч утверждению Порядок экспертизы и утверждения результатов расчетов согласовывается с Госа тонна гзором РФ и зрысит от назначения ,*..'-ieio-рии) расчетов.

1.5.    При проведении физичсс.:::х расчстог ВЗЭР помимо гре-бований насгопцего стан ’opia должны соблюдаться но о ч.мтя действующих нормативных документов: ОПБ и ПЬЯ РУ'ЭС.а также нормативных документов, опрсделяюшч тчлточкд.*.; пу и порядок согласования эксплуатационных нсйтроино-фи:.:;ческнх расчеюв для топливных загруюк ВВ^Р.

2. ОБЪЕМ И ДЕТАЛЬНОСТЬ РАСЧГ.ТОВ

2.1. Категории расчетов

Требования к объему и детальности расчетов зависят or назначения (к.пеюрни) расчеши. Оаидаргич прсдусмз1|':г.:.>сгся пять отличающихся по назначению категорий расчетов:

проектные расчеты, выполняемые на стадии эскизного проектирования реакторной установки;

проектные расчеты, выполняемые на стадии технического проектирования реакторной установки;

эксплуатационные расчеты и обоснование перегрузки топлива для работы реактора и проектных условиях;

эксплуатационные расчеты в обоснование перегрузки топлива для работы в условиях, отличающихся от проектных;

Страница 5

С 4 ГОСТ Р S00SS—92

оперативные эксплуатационные расчеты, выполняемые непосредственно в процессе работы реакторной установки.

Объем и детальность расчетов, выполняемых на предшествующих эскизному проектированию стадиях не регламентируются.

2.2. Проектные расчеты на стадиях эскизного проектирования реакторной установки

2.2.1. Объем физических расчетов, "выполняемых на стадии эскизного проектирования реакторной установки, должен быть достаточен для того, чтобы в сочетании с параллельно проводимыми конструкторскими проработками активной зоны и тепло* гидравлическими расчетами реакторной установки обеспечить оозуожность обоснованною окончательного выбора основных конструкционных ларактернстик активной зоны реамора и \словий ее эксплуатации, с том числе:

геометрии активной зоны, типа топливной решетки, конструкции тепловыделяющих элементов, чоипрукцни и числа топливных тепловыделяющих сборок (ТВС);

номенклатуры начальных обогащений (начальных изотопных составов) топлива ТВС первой загрузки и подпитки, режима перетру :ок топлива;

принципов компенсации реактивности реактора, конструкции и чьо.1 ор. ;пов регулирования, :ш.а и размещение в ТВС выю-раю. нч поглотителей:

распределения органов регулирования по грулпам. рабочей и аварийных скоростей перемещения групп, предельных значений ко in* i*~pai'!:fi пл-лоптеля в ;vii.:oirocii>v.ic (!.?»• перегрузках топ* лип*, пуске реактора и Hoiuov его на voiuhoct». и процессе вы* го;)::/:. 'о:1лпга. ссгзнотка\ л р.'.счотаж-ояппп реактора. в условиях aс ji|io‘ofi p;'-»;.iiiV4iim гоплпвм, геобуо-пмьг: дна* па.ю'чл чороетец нзхенс-.’пя полненi|>a:*.i.и ж.илого поитотнтеля в | .ю члчгтол^;

г, ч’д1,;!;'1)3 пр*»:|н.:про^ '..•*;•.»)■ ‘дс-е:! ft i"> .т*;.нMio“ зо.ч» п • pit ТВС,

ii j>«l Jdt-lilCililA    •    |* v uh    .«Dll ГрОЛ ЯI

т.н.»!* мной ■viv.'cn» u..йГ.:

••пособок \правления jv.* .:00V n t « / •.;»•; w -неврпровання мощности;

способов транспортировок и хранения свежих н облеченных ТВС.

Если для выбора указанных ..арактерие-.нк реактора выполняются какие-либо физические эксперимент, то в объем расчет ныл работ должно в.\одить .^кже сопоставление расчетов с данными таких экспериментов.

Страница 6

ГОСТ Р 50088-92 С. 5

2.2.2. Детальность выполняемых на стадии эскизного проектирования реакторной установки физических расчетов не регламентируется.

2.3.    Проектные расчеты на сталии технического проектирования реакторной установки

2.3.).    Объем физических расчетов, выполняемых на стадиях технического проектирования реакторной установки н активной зоны, должен быть достаточен, для того, чтобы в сочетании с параллельно проводимыми уточнениями конструкции реакторной установки, теплогндравлическнмн расчетами стационарных, переходных и аварийных режимов, физическими и теплогидраилнчес кими экспериментами обеспечить:

обоснованный окончательный выбор практических приемов эксплуатации реакторной установки (картограммы расположения ТВС первой топливной лагрузкл; типовой схемы перегрузок топлива; способов отступления от типовой схемы перегрузок топлива; последовательности взвода групп органов регулиропаг.ия; последовательности операций при компенсации быстрых и медленных изменений реактивности, в том числе при пусках реактора, выводе его на мощность, гашении ксенокных колебаний поля энерговы-деленин, маневрировании мощностью и отработки соответствую-щн\ пепеходных процессов, выгорании топлива, остановках, рас-хола> квакни и разотравлеиия реактора);

получение ииформачни по основным неПгропио*фнзп**ескнм характеристикам реактора для его первой и последующих топлив-пЫл ;Л1 рузок до вывода активной -»пиы в устлновпншинся режим p.ificiw (параметрам грнгнчиости, '■ателм, чффектам и коэффициента*: реактивности активной .юны. эффективностям используемых систем компенсации реактивности, включая акали? '-ффек-твитси о бирочных opianoB реплирогания. дифференциальным •| ir;rii ральным эффективностям рупп ор;'?чоо регулирования; •• •чч'-.ечня* этих •.аракгсрнс'гпс пр:; пускач реактора, виволах его i:c voiuiiocrb, выгорании гочлк-те, и. .-аноиитч л ргсгздгживашш ре4 к •»•)<>. .•р0/.плчь.н переходных процессов "а куполе-1ЯЯ и са-:?[>:•!!-1-Ю, из^ечечч-т*. рзспро 1«тен**й -керговык ленчя в активной .«у*е и внутри ТВС при работе реактора иа поминальной и частичных уровнях мощности, при переходных процессах, связанных с маневрами vouiiioiih и гашением ксспэниых колебаний поля энерговыделеннй; эффективным длительностям кампаний топливных загрузок и возможностям их продления за счет частичного использования моипоского :: температурного эффектов реактивности; обшпм и удельным расходам топлива; глубинам выгорания и изотопным составам выгружаемого топлива);

Страница 7

С. 6 ГОСТ Р 50088—®2

получение требуемой для обоснования безопасности реактора и реакторной установки н целом информации о возможных нейтронно-физических состояниях топлива о активной зоне реактора, транспортных контейнерах и хранилищах топлива применительно к рассматриваемым в техническом обосновании безопасности реакторной установки нормальным и аварийным ситуациям (значения полкритичностн, условия достижения критичности, в частности, пр» аварийном расхолаживании остановленного реактора, скорости возрастания мощности при авариях с повышением реактивное (Н, эффекты пространственно-временной кинетики поля энерговыделений);

обоснование безопасных приемов обращения с топливом при его транспортировании, хранении, выполнении технолотнческнх операций при первой загрузке топлива и реактор и проведении перегрузок топлива;

обоснование пусковых экспериментов и экспериментов по освоению мощности реактора;

определение диапазонов допустимых значении тех характеристик. которые из соображений безопасности должны быть регламентированы.

2.3.2. Если на стадии технического проектирования реакторной установки проводятся какие-либо эксперименты, ю и объем соответствующих расчетных работ должно входить сопоставление расчетов с данными этих экспериментов. Результаты сопоставлений пэсчеюв с данными полномасштабных холодных критических экспериментов на штатных ТВС первой топливной загрузки реактора. с данными физического и энергетического пуска реактора, а такд»ч' результаты обобщения опыта сопоставлении расчетов с нейтронно-физическими данными эксплуатации топливных загрузок до вывода активной зоны о установившийся режим работы должны входить г. откорректированное по результатам физического и энергетических пусков техническое обоснование безопасности реакторной установки.

2.3.3 Если для обработки показаний детекторов штатной системы внутрнреакторного контроля необходимо проведение физических расчетов, то на стадии технического проектирования реактора они должны Сыть выполнены, по крайней мере, для его первой топливной загрузки.

2 3.4. Детальность физических расчетов, выполненных на стадии технического проектирования реакторной установки, должна быть достаточна для того, чтобы путем линейной интерполяции результатов, полученных для рассмотренных в расчетах состояний активной зоны, можно было найти соответствующую физи-

Страница 8

ГОСТ Р 80088-92 С. 7

чсскую характеристику реактора для любого возможного на практике состояния активной зоны с точностью, удовлетворяющей требованиям разд. 4. Детальность расчетов первой топливной загрузки при этом должна быть достаточна для того, чтобы путем '.интерполяции результатов можно было осуществить сверку расчетов с данными физического пуска реактора и данными его эксплуатации на этапах освоения мощности.

Детальность описания в расчетах распределений поля энерго-выделений, выгорания и изотопною состава »оплив<. дол/л.;л бык» достаточна для получении пот вольной информации об лих характеристиках, по крайней мере, и одном попгречноч сечении реактора.

2.4. Эксплуатационные расчеты для о б о с ч о в а* н и я перегрузки топлива

2.4.1.    Объем и детальность расчетов для обоснования перегрузки топлива зависят от предстоящих условий работы реактора. Условия работы реактора считаются проектными, если:

все предусмотренные проектом системы обеспечения безопасной экедлуатанин реакторной установки полностью работоспособны;

конструкция активной зоны и номенклатура используемых i ней топливных ТВС соответствуют проектным;

нейтронно-физические характеристики намеченной для использования топливной загрузки i:c выходят из диапазонов значений, предусмотренных проектом.

В иных случаях условия работы реактора считаются отличающимися ог проектных.

2.4.2.    В объем расчетных работ, выполняемых при обосновании перегрузки топлива и я работы реактора в проектных условиях, входит;

контроль соответствия нейгронно-физичоеких характеристик используемой ч реакторе топливной загрузки полуде мы:.? г поверочных расчетах согласно требованиям и 2.5.4;

выбор схемы предстоящей nepeiрузки юплива;

расчет нейтронно-физических характеристик, выбранных Для использования топливной загрузки реактора;

проверка соответствия характеристик выбранной топлив. ой та-грузки диапазонам значений, предусмотренным проектом.

2.4.3 Соответствие измеренных характеристик топливной загрузки полученным в поверочных расчетах, считается приемлемым, если выявленные расхождения сопоставимы с погрешностями пред-

Страница 9

С. 8 ГОСТ Р 50088-92

ставитсльных измерений. Не удовлетворяющие этому критерию расхождения, не вызывающие необходимости изменения мощности реактора, должны приниматься во внимание при выборе схемы предстоящей перегрузки топлива. Направляемые на экспертизу и утверждение материалы эксплуатационных расчетов должны фиксировать внимание на наличие таких расхождений. Действие персонажа при выявлении крупных рассогласований, вызывающих необходимость изменения мощности реактора, определяются регламентом эксплуатации реакторной установки.

2 4.4. Схему предстоящей перегрузки топлива следует выбирать в конце работы используемой в реакторе топливной загрузки с условием наложного прогноза эффективной длительности ее ■эксплуатации. Выбор схемы перегрузки должен основываться на результатах расчетов выгорания при номинальной мощности серии вариантов предстоящей топливной загрузки и обеспечивать опти-viuai ню состава и картограммы размещения пходяишх в нее

твс.

Расчеты характеристик топливной загрузки, выбранной для работы реактора в проектных условиях, должны проводиться в соответствии с требованиями к объемам и детальности, иредъяв-к рлгчетач» топливных загрузок на стадии технического проектирования реакторной установки (без анализа эффектов пространственно-временной кинетики).

2.1 Г> Проверка соответствия характеристик выбранной топлив Iо?’: »f*py«K,! ч[и усмотренным проектом и..талонам должна консервативно учитывать выявленные отличия измеряемых характеристик тон.игвры . загрузок от получаемых в поверочных расчетах.

2.: " По,)!; г.|-н т^ОЕОдекип ткрстррки топлива по каким-либо |||>и‘ .. м п.щ'^ои’ло отступление о г вибранной схемы перегрузки, го рг.теты характеристик предстоящей топливной загрузки должны Сил:, откорректированы и повторно утверждены до вывода реактора на мощность.

2 !S ОСLev. у Д'.'т:Лоносгь расчетов при обосновавши перегруз-va то “л а работы реактора и чсловник, отличающихся от проек.чых, :.о Л'.;:-.аг со*л. ювачию :лавноге коьегруь ора реакторной установки, коуч.ыго руководства и Госатомнадзора РФ.

2.5. Оперативные эксплуатационные расчеты

2.5.1. IIcjJocpe.VTBiM.-o л процессе £огы pet*гора должна быть обегпечеиа но ’;о;;гост:> проведения двух видов оператив-| v 1чч:, • о—"

расчет по: о гро'нс* .:>(>овання но Т|*<..«»ьан^ю оператора параметров критичности ||«.акюра и переходных процессод в активной зоне;

Страница 10

ГОСТ Р 50088-92 С. 9

автоматического выполнения поверочных расчетов в ходе эксплуатации топливной загрузки для контроля соответствия результатов расчетов данным измерении.

Проведение оперативных эксплуатационных расчетов должно предусматривать автоматизацию учета:

информации об изменении во времени реального режима работы реактора;

проявления эффектом обратных связей реактора; действия систем регулирования реакторной установки: переходных процессов на ксеноне-135;

эффектов выгорании топлива и переходных процессов на самарии-149.

2.5.2. По требованию оператора должна обеспечиваться возможность расчетного прогнозирования параметров критичности для текущего состояния активной зоны в случаях:

остановленного реактора (анализ условий приведения реактора в критическое состояние):

работающего реактора (анализ условии изменения мощности и последующих проявлений переходного процесса);

остановки реактора с последующим его расхолаживанием и разотравлекнем (анализ изменения температуры позорной критичности во времени);

2 5.3. По требованию оператора должка обеспечиваться возможность расчетного прогнозирования переходных процессов в реакторе для текущего состояния активной зоны в условиях: '•ач-чрлцочання «OJUf'CCTMO деланным оператором способом (ЙНЯ.1НЗ возможности);

I.писка оптимального способа мс::еир..ловп;.:!я мощностью {.запрос совета оператору);

гашения ксенонных колебаний поля энергозыделений заданным оператору способом (анализ возможности):

оптика ibiiorq с т-поб.-* ta. ..'1'.я я-:с.:«i.ы..»    .‘бат; "j

о i!i sJupioaM.uvii H.ni «<ам>ос .оп,- а опем'ву)

2.1.4. Пр:: автоматическое i ыполиенчи п холе >кс:иуэтацгм5 топливных загрузок поверочных расчетов должен обеспечиваться гонт пол !• представительности опнеагпя в* расчетах; пара метров критичности при пусках реактора; параметров критичности н распределений мощности r активной зоне при работе реактора на постоянных уровнях мощности;

характеристик переходных процессов, связанных с маневрами мощности и гашением ксенонных колебаний поля энерговыделе* ний;

Страница 11

С. 10 ГОСТ Р 50088-92

эффективной длительности работы топливных загрузок;

эффектов продления работы топливных загрузок за счет частичною использования мощносгного и «емпературного эффектов реактивности;

зависимостей неравномерности поля энер.ювьпелений и расхода голлиса ох снижения утечек нейтронов из активной зоны.

2.5.5. Проведение оперативных эксплуатационных расчетов должно основываться на использовании специальных версий редкосеточных программ — физических моделей ВВЭР. Точность оперативных эксплуатационных расчетов должна удовлетворять требованиям разд. 4. Детальность оперативных эксплуатационных раечеюв должна быть достаточна дли проверки еоответстпия текущего и прогнозируемого состоянии реактора условиям безопасности.

3. МЕТОДНКЛ РАСЧЕТОВ

3 1. Выбор методики расчетов (конкретных программ и режимов их использования) должен ^осуществляться на стадии эскизною проектирования реакторной установки по согласованию с научным р\ководшелем проекта. Принятая для технического проек* тиропания методика расчетов должка использоваться в дальнейшем при проведении эксплуатационных расчетов За соответствие используемой методики расчетов требованиям к их объему, детальности и точности несет ответственность научный руководитель проекта реакторной устаноэкн.

3.2. Если на стадии эскизного проектирования реакторной установки пыясняет<-я. что входящие в ГОФ\П программы не могут обеспечить точность, удовлетворяющую требованиям разд 4, то должны быть приняты меры дли разработки более совершенной методики расчета и создания на ее основе новых программ, обестге';:;з2ю;цн.ч требуемую точность расчетов. Новые программы должны быть созданы н аттестованы до завершения работ по техническом) проектированию так, чтобы результаты расчетов по ним могли май in отражение в материалах технического проекта. В состав технического проекта При этом должны входигь описание особенностей новых программ и обоснование обеспечиваемой ими точности расчетов

<1. ТОЧНОСТЬ РАСЧЕТОВ

4.1. Точность расчетов, выполняемых на стадии эскизного проектирования реактора, должна быть достаточна для выбора основных конструкционных характеристик активной зоны реакторной установки.

Страница 12

ГОСТ Р 50088-92 С II

4.2.    Точность выполняемых на стадиях технического проектирования и эксплуатации реактора расчетов применительно к намеряемым в процессе работы реактора характеристикам активной зоны должна быть сопоставима с погрешностью измерений этих характеристик штатными приборами реакторной установки. Требования к точности расчетов характеристик, не измеряемых в процессе работы реактора, должны устанавливаться на стадии эскизного проектирования реактора из соображений сохранения необходимой для правильного решения вопросов безопасности и экономичности реакторной установки, представительности результатов расчетов в условиях оперативного действия расчетных программ.

4.3.    Точность всех видов расчета должна подтверждаться примерами сопоставлений результатов расчетов с представительными данными измерений. Расчеты, обосновывающие ядерную безопасность реакторной установки, должны подтверждаться данными специально проводимых измерений.

5. ОФОРМЛЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТОВ

5.i Представляемые па утверждение и экспертизу материалы расчетов, помимо пояснений назначения расчетов и изложения полученных в них результатов, должны содержать:

подробную информацию о методике расчетов с указанием вида и версий использовавшихся программ, типа применявшейся ЭВМ, положенных в основу расчетов исходных данных, способов подготовки констант, имевших место упрошенных расчетов;

анализ причин выявляемых расхождений с данными измерений и связанных с ними возможных последствий;

краткие общие выводы по результатам проведенной работы.

5.2.    Материалы эксплуатационных расчетов при обосновании перегрузки топлива должны включать результаты поверочные расчетов для предшествовавший топливной загрузки. В целях облегчения экспертизы материалов расчетов в их состав должна также входить представленная на магнитном носителе информация. позволяющая гсровестн проверочные расчеты по другим версиям программ.

5.3.    Результаты эксплуатационных расчетов подлежат длительному хранению (до завершения переработки облученных ТВС или их захоронения).

Страница 13

С 12 ГОСТ Р 50088-92

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1.    РАЗРАБОТАН И ВНЕСЕН Министерством атомной энергии РФ

2.    УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Госстандарта России от 03.08.92 № 850

3.    Срок проверки — 1999 г., периодичность проверки — 5 лет

4.    ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

5.    ССЫЛОЧНЫЕ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ДОКУМЕН-

ТЫ

Обозначение НТД. ин который дана ссылка

Н&мср пункта

ОПВ-88

15

ПВЯ РУАЭС 89

1.5

6. ПЕРЕИЗДАНИЕ. Август 1994 г.

Страница 14

Рсдакюр М. И. Максимова Технический редактор О. Н. Никитина Корректор А. В. Прокофьева

Сдано » иаС. I5.11.M. Полп. а исч 2! 12.*>4. Уел п л 0.*). Уел. къ-отт. 0.03.

Уч. ЮЛ. л. О.*0 Тир. 273 *о. С 1*И7.

Орденi «Знак Почато» И»Д0Г*»л*.»тио ггячддргоп. 107076. Мс<оз, Кололо и и П пер. 14 Тип • МоскиосчиИ иечгтп.; к». MoiKtsu. Лялин пер . 6 А*к. XJ2