ГОСТ 24722-81
Группа Ф61
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
ОКП 69 3111
Срок действия с 01.07.1982
до 01.07.1987*
_______________________________
* Ограничение срока действия снято
по протоколу N 3-93 Межгосударственного Совета
по стандартизации, метрологии и сертификации
(ИУС N 5-6 1993 г.)
Примечание
ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 30 апреля 1981 г. N 2216
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 требованиями "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, "Правил ядерной безопасности атомных электростанций", утвержденных Госатомнадзором СССР, "Норм расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", утвержденных Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР и Госгортехнадзором СССР, "Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС", утвержденных Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР, Министерством энергетики и электрификации СССР и Министерством здравоохранения 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;
исполнительный механизм 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.
Определение составных частей реактора - по ГОСТ 20942-75, ГОСТ 21933-76.
1.2.3. Составные части реакторов должны иметь весогабаритные характеристики, позволяющие транспортирование их железнодорожным, автомобильным или водным транспортом.
Вид транспорта должен устанавливаться нормативно-технической документацией на конкретный реактор.
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.
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 не менее чем на 1100 мм.
1.2.7. Конструкция и 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.
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 эксплуатационных режимах исключалось их всплытие.
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).
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 допускать проведение контроля качества основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий. Порядок, методы и объем контроля качества основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий каждой из основных составных частей реактора должны устанавливаться в программах контроля качества соответствующего оборудования.
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.
1.2.16. 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.
Класс точности контрольно-измерительных приборов должен быть не ниже 1,0.
1.2.17. Конструкторская и 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 (К
), коэффициентом применяемости (К
) и коэффициентом повторяемости (К
).
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 последующий эксплуатации и должен производиться в соответствии с ГОСТ 9.014-78, 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 переконсервация 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 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 должна обеспечивать вибропрочность 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 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.
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 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.
1.6. 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 и 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.
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 Госгортехнадзором СССР.
1.6.5. Материалы должны быть стойки к растворам, применяемым при дезактивации.
1.7. Требования к ядерному топливу
1.7.1. В качестве ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР должен использоваться уран слабого обогащения в виде брикетов из двуокиси урана, спрессованных в таблетки или в стержни, из которых набирают сердечники тепловыделяющих элементов (твэлов).
1.7.2. Обогащение урана сердечников твэлов изотопом U
(в % по массе) должно выбираться из регламентированных рядов, установленных в нормативно-технической документации, утвержденной в установленном порядке.
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 негерметичности" 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 порядке.
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.
Текст документа сверен по:
официальное издание
Госстандарт СССР -
М.: Издательство стандартов, 1981