ГОСТ 26635-85

Группа Ф67

     
     
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ КОРПУСНЫЕ
С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

Общие требования к системе внутриреакторного контроля

Nuclear power vessel-encapsulated pressurized-water reactors.
General requirements for in-core reactor monitoring system

     
     
ОКП 69 3111

Дата введения 1987-01-01

     
     Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 октября 1985 г. N 3430 срок введения установлен с 01.01.87
     
     
     1. Настоящий стандарт распространяется на штатные системы внутриреакторного контроля (ВРК) ядерных энергетических корпусных реакторов с водой под давлением: атомных электростанций (АЭС) и атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) и устанавливает общие требования к системам ВРК.
     
     Термины, применяемые в стандарте, и их пояснения приведены в справочном приложении.
     
     2. Система ВРК должна выполнять следующие основные задачи:
     
     выдачу информации об основных параметрах активной зоны и теплоносителя;
     
     выдачу рекомендаций (в виде текста или условной сигнализации на дисплее) о необходимости воздействия на органы регулирования параметров активной зоны и теплоносителя;
     
     выдачу сигналов в АСУ ТП энергоблока АС и систему управления и защиты (СУЗ)*.
_____________
     * Не распространяется на системы ВРК, освоенные производством до введения настоящего стандарта.
     
     3. Система ВРК в соответствии с задачами должна обеспечивать выполнение функций измерения, обработки, регистрации и представления данных, в том числе:
     
     измерение, отображение по вызову и регистрацию значений нейтронно-физических и теплогидравлических параметров и показателей состояния активной зоны и теплоносителя;
     
     обнаружение, отображение по вызову, регистрацию и оперативную сигнализацию отклонений технологических параметров и показателей состояния оборудования системы теплоотвода от заданных пределов;
     
     выдачу информации о срабатывании блокировок и защит;
     
     выдачу информации о результатах математических и логических операций, выполняемых комплексом технических средств системы на пульт оператора, а также в вычислительные средства энергоблока атомной станции (АС);
     
     введение поправок в показания первичных измерительных преобразователей и отбраковку заведомо недостоверных показаний;
     
     расчет линейной мощности тепловыделяющих сборок (ТВС) в местах расположения внутризонных детекторов;
     
     расчет тепловой мощности ТВС, содержащих измерительные каналы;
     

     расчет тепловой мощности ТВС, не имеющих измерительных каналов;
     
     расчет средней по активной зоне линейной мощности ТВС и коэффициентов объемной неравномерности энерговыделения;
     
     расчет средней по активной зоне мощности ТВС и коэффициентов неравномерности мощности ТВС;
     
     расчет тепловой мощности ядерного реактора по показаниям независимых групп измерительных преобразователей и наиболее вероятного значения его мощности;
     
     расчет минимального запаса до кризиса теплообмена, запаса до критической тепловой мощности ядерного реактора;
     
     расчет выгорания ядерного топлива;
     
     расчет общей энерговыработки ядерного реактора от начала эксплуатации первой топливной загрузки и после очередной перегрузки ядерного топлива;
     
     анализ срабатываний предупредительной и аварийной сигнализаций;
     
     диагностику процесса эксплуатации активной зоны и состояния оборудования системы теплоотвода от ядерного реактора;
     
     прогнозирование режимов эксплуатации активной зоны и состояния оборудования системы теплоотвода от ядерного реактора;
     
     подготовку информации и выполнение процедур обмена информацией с автоматизированной системы управления технологическим процессом (АСУ ТП) энергоблока АС;
     
     определение рационального режима эксплуатации ядерного реактора;
     
     выдачу рекомендаций по управлению процессом эксплуатации ядерного реактора;
     
     выдачу предупредительного сигнала о снижении минимального запаса до кризиса теплообмена ниже уставки;
     
     выдачу рекомендации о необходимости снижения локальной мощности ТВС с указанием ее координат и номера участка ТВС, наиболее близкого к кризису теплообмена;
     
     выдачу предупредительной сигнализации и рекомендации в случае необходимости снижения общей мощности ядерного реактора.
     
     4. Система ВРК должна быть обеспечена комплексом технических средств, указанных в табл.1.
     
     

Таблица 1

     
     
     5. Система ВРК может использовать свои и общие, входящие в состав АСУ ТП энергоблока АС, вычислительные ресурсы, средства регистрации и отображения информации, общие с другими подсистемами АСУ ТП энергоблока АС. Регламент использования технических средств должен быть предусмотрен в конструкторской документации разработчика системы ВРК.
     
     6. Систему ВРК следует разрабатывать и изготовлять в соответствии с требованиями настоящего стандарта и по рабочим чертежам, утвержденным в установленном порядке.
     
     7. Система ВРК должна обеспечивать:
     
     по быстродействию и метрологическим характеристикам проектные режимы эксплуатации ядерного реактора;
     
     совместимость технических средств с технологическим оборудованием ядерного реактора;
     
     необходимую информационную и программную совместимость с другими подсистемами АСУ ТП энергоблока АС;
     
     контроль нейтронно-физических параметров активной зоны в диапазоне мощности ядерного реактора 10-120% номинальной и теплогидравлических параметров теплоносителя в диапазоне мощности 0-120% номинальной.
     
     8. Технические средства системы ВРК должны быть согласованными по функциональным признакам, по классу точности и по показателям надежности с техническими средствами АСУ ТП энергоблока АС.
     
     9. В состав системы ВРК должно входить математическое и программное обеспечение для выполнения требований п.3, передачи информации в управляющую вычислительную систему энергоблока АС, определения метрологических характеристик системы и диагностики состояния технических средств системы в целях выявления элементов, подлежащих замене в период эксплуатации.
     
     10. Для метрологического обеспечения системы ВРК в технической документации разработчика должны содержаться:
     
     методики аттестации и поверки аппаратуры ВРК;
     
     методики аттестации первичных измерительных преобразователей;
     
     состав прецизионной поверочной аппаратуры;
     
     алгоритмы проверки функционирования и расчета погрешности измерений;
     
     указания о периодичности поверки.
     

     11. Метрологическое обеспечение системы ВРК при разработке, изготовлении и эксплуатации - по ГОСТ 8.009-84, ГОСТ 8.010-72, ГОСТ 8.326-78* и ГОСТ 8.437-81**.
______________
     * На территории Российской Федерации действуют ПР 50.2.009-94;      
     ** На территории Российской Федерации действует ГОСТ Р 8.596-2002. - Примечание изготовителя базы данных.

      
     12. Наработка на отказ и время восстановления системы ВРК по функциям указаны в табл.2.
     
     

Таблица 2

     
     
     13. Срок службы системы ВРК - не менее 30 лет при условии замены отказавших или выработавших ресурс технических средств системы. Номенклатура и значения показателей надежности технических средств системы ВРК должны быть согласованы между разработчиком и заказчиком технических средств и установлены в соответствии с требованиями ГОСТ 25804.2-83.
     
     14. Требования по стойкости, прочности и устойчивости к внешним воздействующим факторам технических средств системы ВРК должны быть установлены по согласованию между разработчиком и заказчиком технических средств в соответствии с требованиями ГОСТ 25804.3-83.
     
     15. Методы оценки соответствия требованиям по стойкости, прочности и устойчивости к внешним воздействующим факторам технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.7-83.
     
     16. Общие конструктивно-технические требования к техническим средствам системы ВРК - по ГОСТ 25804.4-83 и ГОСТ 26344.0-84.
     
     17. Методы оценки соответствия общим конструктивно-техническим требованиям технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.8-83.
     
     18. Общие правила проведения испытаний и приемки опытных образцов и серийных технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.5-83.
     
     19. Методы оценки соответствия требованиям по надежности технических средств системы ВРК - по ГОСТ 25804.6-83.
     
     20. Основная приведенная погрешность измерения параметров не должна превышать значений, указанных в табл.3 (при доверительной вероятности 0,95).
     
     

Таблица 3

     
     
     21. Погрешности определения тепловой мощности и коэффициента неравномерности энерговыделения по объему активной зоны (при доверительной вероятности 0,95) не должны превышать соответственно ±2 и ±5%.
     
     22. Перечень функций, требования к точности вычислений, объем и сложность выполняемых задач должны быть установлены в техническом задании на разработку системы ВРК.
     
     23. Система ВРК должна соответствовать требованиям "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации" (ОПБ-82), утвержденных Госкомитетом по использованию атомной энергии СССР, Минэнерго СССР, Минздравом СССР, Госгортехнадзором СССР, "Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79" и "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений" (ОСП-72/80)*, утвержденных Минздравом СССР, "Правил технической эксплуатации электроустановок потребителей"** и "Правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей"***, утвержденных Госэнергонадзором СССР, "Правил ядерной безопасности атомных электростанций" (ПБЯ-04-74), утвержденных Госатомнадзором СССР.
_______________
     * На территории Российской Федерации действуют СП 2.6.1.799-99;  
     ** На территории Российской Федерации действуют "Правила технической эксплуатации электроустановок потребителей", утвержденные приказом Минэнерго России от 13.01.2003 N 6.      
     * На территории Российской Федерации действуют  "Межотраслевые Правила по охране труда (правила безопасности) при эксплуатации электроустановок" (ПОТ Р М-016-2001, РД 153-34.0-03.150-00). - Примечание изготовителя базы данных.

ПРИЛОЖЕНИЕ
Справочное

     
ПОЯСНЕНИЯ ТЕРМИНОВ, ПРИМЕНЯЕМЫХ В СТАНДАРТЕ