ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР
РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
ПОД ДАВЛЕНИЕМ
ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМЕ
ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ
ГОСТ 26635-85
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ
Москва
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР
|
РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ Общие требования к системе Nuclear power vessel-encapsulated pressurized-water |
ГОСТ |
Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 октября 1985 г. № 3430 срок введения установлен
с 01.01.87
Несоблюдение стандарта преследуется по закону
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
|
Наименование технических средств |
Размещение |
Пояснение |
|
Измерительные каналы системы ВРК |
В активной зоне, над ней и в шахте ядерного реактора |
По ГОСТ 24789-81 |
|
Термоэлектрические преобразователи (ТЭП) |
На выходе ТВС, в камере смешения, в горячих и холодных участках трубопроводов первого контура |
По ГОСТ 23847-79 и в соответствии с требованием п. 20 |
|
Термопреобразователи сопротивления |
В горячих и холодных участках трубопроводов первого контура, в коробках компенсации температуры холодных спаев ТЭП |
По ГОСТ 6651-84 и в соответствии с требованиями п. 20 |
|
Кабели линий связи |
В активной зоне, над ней, в шахте и в локализующих помещениях ядерного реактора, в производственных помещениях зоны свободного режима |
Типы кабелей выбирают в зависимости от их назначения по согласованию между заказчиком и разработчиком системы ВРК |
|
Аппаратура ВРК |
В производственных помещениях зоны свободного режима |
По ГОСТ 26344.0-84 |
|
Технические средства для наладки и проверки работоспособности при эксплуатации технических средств, входящих в систему ВРК |
То же |
По ГОСТ 26344.0-84 |
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 BPK.
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 , 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 функционирований 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.
12. Наработка на отказ и время восстановления системы ВРК по функциям указаны в табл. 2.
Таблица 2
|
Функция |
Наработка на отказ, ч, не менее |
Время восстановления, ч, не более |
|
Управление и локальная защита активной зоны |
4×104 |
1 |
|
Сигнализация |
2×104 |
2 |
|
Измерение, индикация и регистрация |
1×104 |
4 |
|
Вычисления, не связанные с предыдущими функциями |
1250 |
8 |
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
|
Наименование параметра |
Погрешность |
Примечание |
|
Ток Детекторов прямой зарядки, % |
±0,5 |
|
|
Температура теплоносителя, °С, в местах размещения: |
|
|
|
термоэлектрических преобразователей, |
±1,0 |
С индивидуальной калибровкой |
|
термопреобразователей сопротивления, |
±0,3 |
То же |
|
Нормированные сигналы измерительных преобразователей, % |
±0,25 |
— |
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 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.
ПРИЛОЖЕНИЕ
Справочное
ПОЯСНЕНИЯ ТЕРМИНОВ, ПРИМЕНЯЕМЫХ В СТАНДАРТЕ
|
Термин |
Пояснение |
|
Атомная электростанция (АЭС) |
По ГОСТ 19431-84 |
|
Энергоблок АС |
Комплекс, включающий ядерный реактор, парогенератор (ы), турбогенератор (ы) и обеспечивающие их работу системы, вспомогательные устройства и соответствующие помещения |
|
Ядерный редактор |
По ГОСТ 23082-78 |
|
Активная зона |
По ГОСТ 23082-78 |
|
Тепловыделяющая сборка (ТВС) |
По ГОСТ 23082-78 |
|
Тепловыделяющий элемент (твэл) |
По ГОСТ 23082-78 |
|
Автоматизированная система управления технологическим процессом (АСУ ТП) |
По ГОСТ 24.003-84 |
|
Система внутриреакторного контроля (ВРК) |
По ГОСТ 21983-76 |
|
Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ) |
По ГОСТ 23082-78 |
|
Локальная защита активной зоны |
Функция системы ВРК, связанная с выдачей информационных и управляющих сигналов для предотвращения кризиса теплообмена в активной зоне |
|
Кризис теплообмена |
Явление резкого ухудшения теплообмена между поверхностью твэла и теплоносителем по сравнению с предусмотренным по проекту |
|
Отказ |
По ГОСТ 27.002-83 |
|
Наработка на отказ |
По ГОСТ 27.002-83 |
|
Время восстановления |
По ГОСТ 27.002-83 |
|
Ресурс |
По ГОСТ 27.002-83 |
|
Срок службы |
По ГОСТ 27.002-83 |