ГОСУДАРСТВЕННЫЙ
СТАНДАРТ СОЮЗА ССР
РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
ПОД ДАВЛЕНИЕМ
ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ
ГОСТ 24722-81
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР
ПО СТАНДАРТАМ
Москва
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА
ССР
|
РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
ПОД ДАВЛЕНИЕМ (ВВЭР)
Общие технические требования
Nuclear power vessel-encapsulated, pressurized-water
reactor. General requirements
|
ГОСТ
24722-81
|
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
|
1. Технические требования. 1
2. Требования безопасности. 8
|
