Группа Ф61

     
     
ИЗМЕНЕНИЕ N 2
ГОСТ 24722-81 "Реакторы ядерные энергетические корпусные
с водой под давлением (ВВЭР). Общие технические требования"

     
     
Дата введения 1989-07-01

     
     
     УТВЕРЖДЕНО И ВВЕДЕНО В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 21 12.88 N 4379
     
     
     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 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 ГКАЭ 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) па 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".
     
     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 1.2.6. 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 и 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 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".
     

     Раздел 1 дополнить пунктами - 1.2.15а, 1.2.15б: "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.
     
     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".
     
     Пункты 1.3.3, 1.3.7 изложить в новой редакции: "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.
     
     1.3.7. Конструкция реактора, трубопроводов и оборудования 1-го контура должна обеспечивать сейсмостойкость и вибропрочность во всех режимах, предусмотренных проектом".
     
     Раздел 1 дополнить пунктом - 1.3.8: "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".
     
     Пункт 1.4.3. изложить в новой редакции: "1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000 ч".
     
     Пункт 1.4.4. Второй абзац изложить в новой редакции: "Среднее время восстановления работоспособного состояния должно быть не более 200 ч".
     
     Раздел 1 дополнить пунктами - 1.4.5-1.4.7: "1.4.5. Запас по назначенному сроку службы корпуса реактора определяют при проектировании.
     
     1.4.6. Коэффициент готовности определяется средней наработкой на отказ и средним временем восстановления и должен быть не менее 0,972.
     
     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".
     
     Пункт 1.5.2 изложить в новой редакции: "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".
     
     Раздел 1 дополнить пунктами - 1.5.10-1.5.14: "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".
     
     Пункты 1.6.2, 1.6.4. Заменить слова: "Норм расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок" на "Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок".
     
     Пункт 1.7.1 изложить в новой редакции: "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)".
     
     Раздел 1 дополнить пунктом -1.7.3: "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".
     

     Пункт 2.1 изложить в новой редакции
     
     "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".
     
     2.1.2. Проектом должна быть предусмотрена независимая система аварийной остановки реактора и поддержания его и 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.
     
     2.1.3. Эффективность и быстродействие системы аварийной остановки реактора должны быть достаточны для подавления положительной реактивности, возникающей в 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".
     
     Раздел 2 дополнить пунктом - 2.2.3: "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".
     
     
     
Текст документа сверен по:
официальное издание
ИУС N 4, 1989