Группа Ф61

ИЗМЕНЕНИЕ N 1
ГОСТ 24722-81 "Реакторы ядерные энергетические корпусные
с водой под давлением (ВВЭР). Общие технические требования"

Дата введения 1987-10-01

     УТВЕРЖДЕНО И ВВЕДЕНО В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 24.04.87 N 1408
     
     
     Пункт 1.2.1 после слов "утвержденных Госгортехнадзором СССР и Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР" дополнить словами: "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".
     
     Пункт 1.2.2. Четвертый абзац изложить в новой редакции: "исполнительные механизмы СУЗ";
     
     заменить ссылку: ГОСТ 20942-75 на ГОСТ 23082-78.
     
     Пункт 1.2.3. Первый абзац дополнить словами: "и смешанным способом".
     
     Раздел 1 дополнить пунктом - 1.2.5а: "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".
     
     Пункт 1.2.7. Заменить слова: "кручение и наклон корпуса" на "поворот вокруг вертикальной оси и наклон корпуса";
     
     после слов "окончания монтажных работ" дополнить словами: "и в процессе эксплуатации".
     
     Пункт 1.2.11 после слов "во всех" изложить в новой редакции: "нормальных и аварийных режимах исключалась возможность непредусмотренного проектом и приводящего к увеличению реактивности перемещения компонентов активной зоны".
     
     Пункт 1.2.12. Заменить слова: "(за исключением режимов, связанных с разрывами трубопроводов 1-го контура)" на "(за исключением режимов, связанных с разрывами трубопроводов 1-го контура, приводящими к некомпенсируемым течам)".
     
     Пункт 1.2.14 изложить в новой редакции: "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".
     
     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. Внутрикорпусные устройства (ВКУ) реактора должны проходить контрольную сборку в собственном корпусе реактора 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 1.4.3, 1.4.4 изложить в новой редакции: "1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000 ч. Критерии отказа реакторов должны устанавливать в проектно-конструкторской документации в соответствии с ГОСТ 27.002-83, ГОСТ 27.103-83, ГОСТ 26291-84, ГОСТ 27.104-84, ГОСТ 27.003-83.
     
     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 не должно быть 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".
     
     Пункт 1.5.2 дополнить словом: "энергоблока".
     
     Пункт 1.5.3 изложить в новой редакции: "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)".
     
     Раздел 1 дополнить пунктами - 1.5.8, 1.5.9: "1.5.8. Реактор должен допускать аварийное ускоренное расхолаживание со скоростью до 60 °С/ч.
     
     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".
     
     Пункт 2.1 после слов "Министерством здравоохранения СССР" дополнить словами: "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", утвержденных Госгортехнадзором СССР, Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР".
     

     Пункт 2.2.2 изложить в новой редакции: "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)".
     
     
     
Текст документа сверен по:
официальное издание
ИУС N 8, 1987