ГОСТ 24722-81* Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением.(ВВЭР). Общие технические требования

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.

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 активнойзоны 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