Товары в корзине: 0 шт Оформить заказ
Стр. 1
 

19 страниц

396.00 ₽

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 ядерные энергетические корпусные реакторы с водой под давлением (ВВЭР), предназначенные для работы на атомных электростанциях и атомных теплоэлектроцентралях.

Настоящий стандарт не распространяется на реакторы типа ВВЭР, предназначенные для работы на атомных станциях теплоснабжения и на опытные и исследовательские реакторы, а также реакторы, предназначенные для использования на нестационарных установках

Ограничение срока действия снято: Протокол № 3-93 МГС от 12.03.93 (ИУС № 5-93)

Оглавление

1 Технические требования

2 Требования безопасности

Показать даты введения Admin

Страница 1

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ

ГОСТ 24722-81

Издание официальное

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ

Москва

Страница 2

УДК e21.039.S : 006.354 Групп« Ф61 ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР РЕАКТОРЫ 51ДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ JBB3PJ ОКИ W 3111 Постлмовлсинем Государственного комитете СССР по ст»идяртям от 30 апреля 1981 г. Ив 2216 срок действия установлен Настоящий стандарт распространяется на ядерные энергетические корпусные реакторы с водой под давлением (ВВЭР), предназначенные для работы на атомных электростанциях (АЭС) и атомных теплоэлектроцентралях (ЛТЭЦ). Стандарт не распространяется на реакторы типа ВВЭР, предназначенные для работы на атомных станциях теплоснабжения (ACT) tf на опытные и исследовательские реакторы, а также реакторы. предназначенные для использования на нестационарных установках. 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 тахже требованиями «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов н установок», утвержденных Госгор-технадзором СССР и Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР. «Правил ядерной безопасности атомных электростанций», утвержденных Госатомнадзором СССР, Общи« технические требования ' Nuclear power vessel-encapsulated, pressurized-water reactor. General requirements ГОСТ 24722-81 Несоблюдение стандарта преследуется по мм ому с 01.07. 1982 г. до 01.07. 1tjf! г. УУ 1. ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ Издание официальное Перепечатка яоепрещена €> Издательство стандартов, 1981

Страница 3

Ctp. 2 ГОСТ 24722-81 «Норм расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов л трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов я установок», утвержденных Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР и Госгортсхнадзором СССР. «Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС», утвержденных Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР, Министерством энергетики н электрификации СССР и Министерством здравоохранении СССР, и технических условии (ТУ) на конкретный реактор. 1.2.2. Реакторы должны иметь следующие основные составные части: корпус с крышкой и устройствами для размещения исполни-тельных механизмов системы управления и защиты (СУЗ); активную зону с устройствами для размещения и днстэнциони-рования топлива; исполнительный механизм СУЗ; устройство воздействия на распределение потоков теплоносителя и снижения флюснса нейтронов на корпус; устройства для размещения детекторов и детекторы системы внутриреакторного контроля (ВРК); электрооборудование СУЗ и системы ВРК в пределах шахты. Определение составных частей реактора — по ГОСТ 20912 -75, ГОСТ 21933-76. 1.2.3. Составные части реакюров должны иметь весогабарнг-ные характеристики, позволяющие транспортирование их железнодорожным. автомобильным или водным транспортом. Вид транспорта должен устанавливаться нормативно-техническом документацией на конкретный реактор. 1.2.4. Реакторы должны иметь извлекаемую конструкцию всех ннугрикорнусных устройств. 1.2.5. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность разборки и извлечения активной зоны после любой аварии, рассмотренной в проекте. 1.2.6. Патрубки реакторов должны располагаться по высоте корпуса так. чтобы при сливе теплоносителя из полости присоединяемых к ним трубопроводов верхний уровень теплоноенгс я в реакторе оставался выше верхней отметки активной зоны не менее. чем на 1100 мм 1.2.7. Конструкция н расположение опор корпуса реактора должны предотвращать кручение и наклон корпуса относительно исходного состояния после окончания монтажных работ и не должны препятствовать вертикальным перемещениям корпуса от температурных расширений относительно неподвижной опорной поверхности.

Страница 4

ГОСТ 24722-81 Стр. 3 I 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 поверхностен оборудования реактора, контактирующих с тенлоиосителем, должна быть не хуже Rz20 или соответствовать согласованным с заинтересованными организациями образцам. 1.2.И. Активная зона, внутрикорпусные устройства и рабочие органы СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы во всех эксплуатационных режимах исключалось их всплытие. 1.2.12. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность контроля плотности главного разъема и исключение разгерметизации узла уплотнении как при нормальной эксплуатации, так н 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). 1.2.13 Реакторы должны иметь конструкцию, предусматривающую возможность размещения образцов-свидетелей основного металла корпуса и его сварных соединений м соответствии с требованиями «Правил устройства и безопасной эксплуатации». 1.2.14. Реакторы должны допускать проведенiie контроля качества основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий Порядок, методы и объем контроля качества основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий каждой и:« основных состанных частей реактора должны устанавливаться н программах контроля качества соответствующего оборудования. 1.2.15. Реакторы должны быть оензшены устройствами, обеспечивающими внутрнреакторный контроль за температурой на выходе из тепловыделяющих сборок (TBC) активной зоны и распределением чнерговыделення по объему активной зоны. 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 поде:

Страница 5

Стр. 4 ГОСТ 34722-81 температуры наружной поверхности стенкн корпуса реактора: температуры чехлов приводов СУЗ. Класс точности контрольно-измерительных приборов должен быть не ниже 1.0. 1.2.17. Конструкторская н технологическая документация на реакторы должна подвергаться в установленном порядке метрологической 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 (/См>), коэффициентом применяемости (/Глр) и коэффициентом повторяемости (/(„! 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 должво быть законсервировано, защищено покрытиями и упаковано. Должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие сохран-шн:ть геометрических форм оборудования. Специальные требования к метеорологическим условиям хранения, требования к складским помещениям и специальные требования хранении 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 9.011-78. ГОСТ 9.009-73, ГОСТ 15157- 69. 1.3.3. Лакокрасочные покрытия и средства консервации должны обеспечивать сохраняемость оборудования реактора при транспортировании и хранении на срок не менее трех лет. Допускается перс-консервация приводов СУЗ с периодичностью не менее 6 мес. 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 прнреакторных помещениях. Параметры срезы (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

Страница 6

ГОСТ 24722—$1 Стр. 5 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 должна обеспечивать внбропроч-ность во всех режимах, предусмотренных проектом. 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 наработку на отказ не менее 4500 ч. 1.4.4. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы имелась возможность предупреждения и обнаружения причин возникновения отказов, повреждений, неисправностей и устранения их проведением технического обслуживания, неразрушающего контроля и ремонтов. Среднее время восстановления не должно быть более 200 ч. 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 обесточивання 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. 1.5.3. Реакторы должны допускать неограниченно долгую работу при изменении расхода теплоносителя, возникающего при колебаниях частоты в электросети в интервале 49—50,5 Гц (для насосов с электроприводом). 1.5.4. Реакторы должны обеспечивать работу энергоблока без срабатывания аварийной защиты при обесточнванни 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.

Страница 7

Стр. 6 ГОСТ 24722-11 1.5.6. Реакторы должны допускать плановое расхолаживание со скоростью ЗГС 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. 1.6 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 элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных н исследовательских ядерных реакторов и установок». 1.6.3. Материалы, применяемые для изготовления элементов реактора, контактирующих с водой 1-го контура, должны быть стойкими к коррозии. I 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 элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и 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 Госгор-технадзором СССР. 1.6.5. Материалы должны быть стойки к растворам, применяемым при дезактивации. 1.7. Требования к ядерномутопливу 1.7.1. В качестве ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР должен использонаться уран слабого обогащения в виде брикетов из двуокиси урана, спрессованных в таблетки или в стержни, из которых набирают сердечники тепловыделяющих элементов (твэ-лов). 1.7.2. Обогащение урана сердечников твэлов изотопом и145 (в % но массе) должно выбираться из регламентированных рядов. установленных в нормативно-технической документации, утвержденной в установленном порядке.

Страница 8

ГОСТ 14731—«1 Стр. 7 2. ТРЕБОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ 2.1. Требования ядерной безопасности Реакторы должны соответствовать требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных электростанций, при проектировании, строительстве и эксплуатации», утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР, Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР и согласованных Министерством здравоохранения СССР, «Правил ядерной безопасности атомных электростанций* и «Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС». 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 эксплуатации на протяжении проектного срока службы не превышались допустимые пределы разгерметизации оболочек твэлов (1% неплотностей типа «газовой негерметичностн» и 0,1% значительных разрушений оболочек с контактом теплоносителя и топлива от общего количества твэлов, находящихся в активной зоне), кроме аварийных режимов, связанных с разуплотнением первого контура и непредусмотренным изменением реактивности, соответствующие пределы для которых должны устанавливаться в нормативно-технической документации, утвержденной в установленном |ц »рядке. 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 Госэнерго-надзором.

Страница 9

Группа ФС1

Изменение Л» I ГОСТ 24722-81 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие технические требования

Утверждено и введено в действие Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 24.04.87 .>9 1408

Дата введения 01.10 87

Пункт 1.2.1 nixvie слои «утвержденных Госгортехнадзором СССР н Государственным комитетом но использованию атомной энергии СССР» дополнить словами: «Общих положений обеспечении безопасности атомных станций при проектирования, сооружении и эксплуатации», утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР. Минздравом СССР. Госгортехнадзором СССР и согласованных с Госстроем СССР*.

Пункт 1.2.2. Четвертый абзац изложить в новой редакции: «исполнительны* механизмы СУЗ*;

(Продолжение см. с. 372) 371

Страница 10

(Продолжение изменения к ГОСТ 24722-$!) заменить ссылку: ГОСТ 20042-75 на ГОСТ 23032-73. Луикт I 2.3 Первый абзац дополнить слонамм: «к смешанным способом». Раздел I дополнить пунктом — I 2.5«1.2.5а Конструкция реактора должна обеспечивать в рабочем состоянии величину протсяск теплоносители с входа на выход реактора (мимо ангинной зоны) не Солее 5 % ог общего расхода через активную зону*. Пункт 1.2.7 Заменить слова: «кручение н наклон корпуса» на споворот «округ вертикальной оси и наклон корпуса»; после слов «окончания монтажных работ» лошмтнигь слонами

Страница 11

(ПродоАх.сние изменения к ГОСТ 24722 -81) них с разрывами трубопроводов 1-го контура, приводящими к неномпенсвруе-мым течам)» Пункт I 2.14 изложить в нозой редакции: «1 2.14 Реакторы должны иметь конструкцию, допускающую возможность проведения контроля состояния основного металла. сварных соединений и антикоррозионных покрытий, и должны йытъ оснащены средствами для проведения указанного контроля. Порядок, методы и объем контроля начального качества и состояния в процессе эксплуатации — основного металла, сварных соединений н антикоррозионны« покрытий каждой из основных составных частей реактора устанавливают в соответствии с требованиями «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС опытных и исследовательских ядерных реакторов к установок». Пункт 1.2.16. Последний абзац изложить в новой редакции: «Погрешность методов измерения параметров должна соответствовать требованиям технических условий на конкретный реактор». Раздел 1 дополнить пунктом — 1.2.19: «1.2.19. Виутрикораусные устройства 1ВКУ) реактора должны проходить контрольную сборку п собственном корпусе ^актора с окончательной установкой шпонок ВКУ на предприятии-изготовителе». Пункт 1,3.2. Заменить ссылки: ГОСТ 9.009-73 на ГОСТ 9.104-79, ГОСТ 15157-69 на ГОСТ 9.401-79. Пункт 14.3. 1.4.4 изложить в новой редакции: «1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000 ч. Критерии отка.а реакторов должны устанавливать в проехтно-консгоухторской документации в соответствии с ГОСТ 27.0Г12-83. ГОСТ 27.108-6. ГОСТ 26291-64, ГОСТ 27 1(14-84. ГОСТ 27.003-83. 1.4.4. Реакторы должны быть спроектированы так. чтобы путем проведения технического обслуживания, неразрушаюшего контроля и ремонтов имелась возможность предупреждения, обнаружения, установления причин возникновения и последующего устранения отказов, повреждений и неисправностей Среднее время восстановления не должно быть более 200 ч. (Продолжение сл. с. 374)

Страница 12

(ПродоАх.сние изменения к ГОСТ 24722 -81) Средняя оперативная продолжительность технического обслуживания при частичных перегружах топлива не более 30 су«. Средняя оперативная продолжительность технического обслуживания при полной выгрузке активной зоны — не более 60 сут» Пункт 1.5.2 дополнить словом: «энергоблока». Пункт 15.3 изложить в новой редакции: «1.5.3. Реакторы должны допускать работу и течение всею назначенного срока службы при изменении расхода теплоносителя. возникающем при колебании частоты в электросети в интервале 48,5--50,5 Гц (для насосов с электроприводом)». Раздел I дополнить пунктами — 1 58. 1.6.9: «1.5.8. Реактор должен допускать аварийное ускоренное расхолаживание со скоростью до 60°С/ч I 5.9. Реактор и его оборудование должны предусматривать возможность выполнения неразрушаюшимн методами исследования свойств металла до пуска в эксплуатацию, а также при проведении периодического и внеочередного контроля п соответствия с «Правилами устройства к безопасной »ксплуатацктт оборудования АЭС. опыхкых и исследовательских ядерных реакторов и установок». утвержденных Госгортехнадзором СССР. Государственным комитетом по использованию атомной »нергми СССР» Пункт 2 I после слов «Министерством здравоохранения СССР» дополнить словами- «Правил устройства н безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реактором и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, Государственным комитетом по использованию атом ной энергии СССР». Пункт 2 2.2 изложить в истой редакции: «2 2 2 Регкторы должны быть спроектированы так. чтобы при нормальной эксплуатации на протяжении их проектного срока службы не превышался первый проектный предел повреждения тяэлов и выполнялись требования ОПБ-82 к реактору к реакторной установке по обеспечению проектного предела, повреждения твэлов при разгерметизации первого контура Во всех случаях должна Сыть обеспечена возможность выгрузки активной зоны после максимальной проектной аварии (МПА)». (ИУС № 8 1987 г.)

Страница 13

Ф АТОМНАЯ ТЕХНИКА Группа Ф«1 Изменение .4» 2 ГОСТ 24722-81 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением (ВВЭР). Обшис технические требования Утверждено и введено в действие Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 21.12.88 4379 Дата введения 01.07.49 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 требованиями «Правил устройства и безопасной »ксплуатаинн оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортсхиадзорпм СССР и Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР

Страница 14

Продолжение изменения к ГОСТ 24722-81) редких изменений я дополнений а «Обшне положения безопасности атомных станций пои прое*тиров;:мии, сооружении и эксплуатации* (ОПБ-821, утвержденных Госатом»1ергопа.азором СССР. .Чииатомзиерго СССР. ГКЛЭ СССР. Минядрапом СССР и ГО СССР, «Первоочередных изменений и дополнений «Правил ядерной безоозеиости атомных «лчаростанпнй» (ПБЯ 04—74), утвержденных Госатомзнергонодзором СССР. Минатом энерго СССР н ГКЛЭ СССР. «Норм проектя)Ч>в?ння сейсмостойких атомных станций», утверж тенных Госатомэнергонадзором СССР. «Норн расчета на прочность оборудования и тру-бомрозолов атомных энертическид установок», утвержденных ГКЛЭ СССР н Госатоыяюргомадзором СССР, ксплуа-танин АЭС», утвержденных ГКАЭ СССР. .Министерством энергетики и электрификация СССР к А\ннздравом СССР, и технических условий (ТУ) иа 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 к дистанционировзния топлива; исполнительные механизмы СУЗ: устройство воздействия на распределение потоков теплоносителя и сниже. иия флюевса нейтронов на корпус, (Продолжение см. г 349) 348

Страница 15

(ПродоАх.сние изменения к ГОСТ 24722 -81) устройства для размещения детекторов и детекторы системы внутрирайонного контроля (ВРК); электрооборудование СУЗ и системы ВРК » пределах шахты: устройства для исследования состояния основного металла, сварных сосдн-;ннй и антикоррозионных покрытий иеразрушакхцимн методами в процессе ксплуатацни; устройства для диагностики реактора. Определение составных частей резхтора — по ГОСТ 23082-78 и ГОСТ 17137-87. 123 Составные части реакторов должны иметь весыабарнтиые характеристики. позволяющие транспортирование их железнодорожным, автомобильным или водным транспортом и смешанным способом Весогабаритиые характеристики определяют конструктивными показателями: максимальным диаметром реактора, высотой реактора, массой сухого реактора, эквивалентным диаметром активней зоны, высотой активной зоны, которые определяются и 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 t .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 н 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 уплотни-тельиых 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 I дополнить пунктами 1.2.1 Sa, 1.2.15Л: «1.2.15а. Номинальная тепловая мощность реактора должна определяться способностью длительно обеспечивать проектную нагрузку з единицу времени. При выборе номинальной тепловой мощности необходимо стремиться к максимальному удовлетворению технико-экономических требований. I 2.156. Средняя скорость теплоносителя в активной зоне, характеризующая интенсивность теилост>сма. должна выбираться таким образом, чтобы обеспечить надежный отвод тепла активной зоны с учетом выполнения требований к вибропрочностн. гидродинамике и эррозионному износу циркуляционного тракта и его элементов». Пункты I 33, 1.3 7 изложить в новой редакции «1.3.3. Лакоквасочные покрытии к средства консервации должны обеспечивать сохраняемость оборудования реактора при транспортировании и храпении на срок, предусмотренный техническими условиями на поставку оборудовании 1.3.7. Конструкция реактора, трубопроводов н оборудования 1-го контура должна обеспечивать сейсмостойкость и внбропрочиость во всех режимах, предусмотренных проектом». ( Продолжение см. с 350) МЬ

Страница 16

(ПродоАх.сние изменения к ГОСТ 24722 -81) Раздел I Аогкмикть пунктом — 1.3.8: «1.3.8. Применение предусмотренных средств ложарогушеин* не должно вызывать хрупкого разрушения реактора, оборудовании и трубопроводов, я также его циркуляционных петель и систем При пожаротушении не допускзется попадание воды »ми борного раствора с концентрацией, ниже установленной, в реактор н его системы». Пункт 1.4.3 изложить в ноыой редакции: <1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000 ч*. Пункт 1 4.4. Второй абзац изложить о новой редакции: «Среднее время восстановления работоспособного состояния должно быть не более 200 ч>. Раздел \ дополнить пунктами — 1.4.5—1.4.7: «14.5 Запас гсо назначенному сроку службы корпуса р*амора определяют при проектировании. ? А.в. Коэффициент готовности определяется средней наработкой на от-кал п средним пременем восстановления и должен быть не менее С.972 14 7. Коэффициент технического использования определяется отношением математического ожидания интервалов нремеии пребывания объекта в работоспособном сосгоянш! за конкретный период эксплуатации к сумме математических ожиданий интервалов времени пребывания реактор* * работоспособном состоянии, простоев обусловленных техническим обслуживанием, и ремонтов за тот же период жеплугтаини к должен быть не менее 0.86». Пункт 1.52 изложить в новой редакции: «I 5 2. Реакторы должны иметь маневренные характеристики, обеспечивзющие 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 бьтъ предусмотрена система воздействия из реактивность, относящаяся к системам нормальной эксплуатации и предназначенная для управления реактором». Раздел I доиолнить пунктами — 1.5.10—1.5.14: «15.10. Средняя оперативная трудоемкость технического обслуживания определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости и технического обслужипаиия данного вида за определенный период эксплуатации или наработку и должна указываться и технических условиях на реактор. I 5.1 f. Средняя оперативная трудоемкость планового ремонта определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости планового ремонта за он уделенный период жсплуатании или наработку и должна указываться в технических условиях ни розхтор. 1.5.12. Реанторы должны быть спроектированы так. чтобы имелся доступ к отдельным составным частям по вргмя плановых остановов 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 подключении кабелей и дру-их ошибок обслуживающего персонала во время техобслуживания и оемоита 1.514. Замена оборудования при снятии реактора с эксплуатации должна прок »водиться 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, п&ригздера/ороп, сосудом и трубопроиодои атимных зыектхкхтанцим, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» па «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» Пункт 1.7.1 изложить в ноной редакции: «1.7.1 При использовании в качестве ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР ураиа слабого обогащения, он может применяться в виде брикетов нз двуокиси урана, спресованных в таблет- (Продолжение см. с. 351) 3R0

Страница 17

(Продолжение изменения к ГОСТ 24722-81) кн или стержни, из которых набирают сердечника тепловыделяющих элементов (твелов)». Раздел I дополнить пунктом 1.7-3: «17 3. Масса и обогащение ядерного топлива и 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 и ноной редакции «2.1. Требоп а пи я ядерной безопасности 2-1-1. Реакторы должны соответствовать требованиям «Общих положений обеспечении 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 Госгортехнадчором СССР. ГКАЭ СССР. «Правил ялериой безопасности атомных электростанций». «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок», «Первоочередных изменений к дополнений в «Обшпе положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» К)ПБ-&2). «Первоочередных изменений и дополнений «Правил ндерноП беюнасности атомных электростанций» (ПБЯ-04—74). «Порм проектирования сейсмостойких атомных станций« и «Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС». (Продо.хжгниг см. с. 352)

Страница 18

(Продолжение изменения к Г ОС/ 24722—Щ) 2.12 Проектом должна быть предусмотрена независимая система апарий-noii остановки реактора и поддержания его в гюдкритаческом состоянии, относящаяся ». защитным системам безопасности. Дли атомных станций допускает-су уиогоделено* использование систем воздействия на реактивность, если сов-метение функций не приводит к нарушению требований обеспечения безопасности. В системах аварийной остановки реактора желательно применение пассивных устройств. Аварийная остановка реактора не должна чависетъ от наличия внешних источников энергии. 2.1.3. Эффективность и быстродействие системы аварийной остановки реактора должны быть достаточны для поданления положительной реактивности. возникающей п результате проявления любою эффекта реактивности или возможною сочетания эффектов реактвиости при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной »кеялуатации и авариях и ограничения энерюаыдедения уро». нем. не приводящим к недопустимому повреждению твелов». Раздел 2 дополнить пунктом — 2.2.3: <2.2.3- Проектирование реактора должно быть основано на нслолмопянии технологии, гарантирующей радиационную беккиккость населения, проживающего на прилегающей территории, в соответствии с »Са.чкглрнымн правилами п|ч>ектнровония и жеплуатацмн ЛЭС> (ИУС л» 4 1W9 г.)

Страница 19

Редакгор Г. В. Смыка Технический редактор Л. Б. Семенова Корректор Т А. Камнева Сдлл« и 1.'л" 43.0*91 Подо д МС9$1 0А2Ь п. л О.М уч.чих. л. Тир »ТО Шмл Э коа. Орлгн.1 • .»••-• • П<у«ста» Издательство стандартов. 1235*7, Москва. Новоор«снс»ккиА схе?.. 3 Г ни «Мо?ь4яскаА пс-чвши*». Москва, Лялвп сер.. 6. Звх. 837