ПОИСК ДОКУМЕНТОВ

Постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 27.12.2010 № 68 "Об утверждении и введении в действие технического кодекса установившейся практики"

Текст документа с изменениями и дополнениями по состоянию на ноябрь 2013 года

< Главная страница

Стр. 4

Страницы: | Стр. 1 | Стр. 2 | Стр. 3 | Стр. 4 | Стр. 5 | Стр. 6 | Стр. 7 | Стр. 8 | Стр. 9 | Стр. 10 | Стр. 11 |

На архитектурно-строительных чертежах и в описании необходимо представлять перечень скрытых работ, по которым СНиП предусматривают составление актов по приемке работ с учетом всех необходимых критериев.

Если предполагается использовать новые или уникальные методы строительства, такие как свободная формовка, то они должны описываться. Кроме того, следует привести требования к помещениям обстройки, показать, какое влияние эти методы строительства могут оказывать на прочность конструкции.

В виде таблицы следует давать нагрузки и сочетания нагрузок на конструктивные элементы обстройки.

В подпункте следует ссылаться на разработанные программы контроля качества материалов и производства работ.

Должна представляться информация, позволяющая определять соответствие принятых программ контроля качества требованиям действующих ТНПА.

Приводить описание программы контроля качества материалов, включая испытания с целью определения физико-механических свойств бетона, арматурной стали, крепежных деталей, листов обшивки и анкерных связей. Должны представляться методы контроля системы предварительного напряжения, если она есть.

Должны приводиться описания требований к испытаниям и проверкам в процессе эксплуатации конструкций.

Необходимо определять конечную цель испытаний и принятые критерии оценки результатов. При использовании новых, ранее не применявшихся методов строительства, следует определять объемы дополнительных испытаний и эксплуатационных проверок.

В подпункте следует определять степень соответствия этих испытаний требованиям программ эксплуатационных проверок. Должна представляться информация о включении программ эксплуатационных проверок в ТУ.

д) Внутренние строительные конструкции реакторного отделения.

Необходимо давать перечень внутренних строительных конструкций реакторного отделения, нагрузки и сочетания нагрузок, предельные состояния.

К важнейшим конструкциям центральной части реакторного отделения для реакторов, охлаждаемых водой под давлением, относятся, как минимум:

- система опор реактора;

- система опор ПГ;

- система опор ГЦН;

- шахта реактора;

- стены вторичной защиты;

- конструкции перекрытий;

- опорные конструкции и подкрановая эстакада кругового крана.

Перечень может дополняться и детализироваться в каждом конкретном проекте.

В подпункте должно приводиться описание компоновки и конструктивных решений реакторного отделения, включая чертежи внутренних конструкций. Должны даваться ссылки на материалы, в которых обосновываются прочность и стойкость внутренних конструкций.

В подпункте должны содержаться расчетные схемы внутренних строительных конструкций с обоснованием принятых допущений и выводы о результатах расчетов на динамические нагрузки внутренних строительных конструкций реакторного отделения. Следует приводить сведения о материалах, армировании, нагрузках на оборудование, установленное на этих конструкциях.

Информация о расчетном обосновании прочности внутренних конструкций должна представляться в объеме, требуемом в 9.8.

Необходимо также приводить перечень всех помещений, в которых возможно возгорание, с указанием потенциальных причин пожароопасности.

В подпункте должна содержаться обоснованная информация о выполнении требований по огнестойкости внутренних конструкций.

Должна представляться программа эксплуатационного контроля за поведением внутренних строительных конструкций реакторного отделения. При использовании ранее не применявшихся методов строительства следует определять объем испытаний и эксплуатационного контроля.

9.12.3 Другие здания и сооружения атомной электростанции

В подразделе должны приводиться описания и обоснования прочности, герметичности, огнестойкости и стойкости к внешним воздействиям для других зданий и сооружений первой категории, их фундаментов и внутренних строительных конструкций, а также отдельных зданий и сооружений второй категории.

В этом подразделе приводится информация для тех зданий и сооружений, в которых расположены СБ и СВБ, в следующей последовательности:

- здание машинного зала;

- здание РДЭС;

- здание насосной технического водоснабжения потребителей АЭС;

- брызгальные бассейны для водоснабжения ответственных потребителей АЭС;

- здание спецкорпуса;

- водозаборы, туннели, каналы;

- подземный склад дизельного топлива;

- сооружения СПОТ (железобетонные конструкции, предназначенные для организации отвода тепла к конечному поглотителю);

- здание фильтровальной установки при выбросе из защитной герметичной оболочки;

- здание источников электроснабжения первой категории (аккумуляторная батарея, инверторы, агрегаты бесперебойного питания);

- сооружения баков аварийного питания и охлаждения РУ;

- здание центра управления запроектными авариями и хранения информации о параметрах, важных для безопасности;

- здания и сооружения СФЗ АЭС (здания пультов управления, постов сигнализации и наблюдения, оградительные сооружения);

- сооружения для хранения РАО (могильники);

- здания и сооружения насосной пожаротушения систем безопасности.

Приведенный перечень должен рассматриваться как примерный и может дополняться и уточняться для каждой конкретной АЭС. Должна приводиться подробная информация о каждом из этих зданий и сооружений. Информацию следует излагать по структуре, наиболее приемлемой в соответствии со специфическими особенностями зданий и сооружений; она должна содержать заключения об устойчивости оснований и фундаментов.

Необходимо приводить в случае наличия около АЭС дамб и плотин и других сооружений, создающих опасность для АЭС, результаты оценки устойчивости к внешним воздействиям для каждого сооружения, а также мероприятия по укреплению основания.

В выводах по этому подразделу на основании результатов расчетов и анализа должно приводиться заключение по всем сооружениям, зданиям и строительным конструкциям о прочности и стойкости.

9.12.4 Диагностика строительных конструкций

В данном подразделе должны описываться все системы диагностики строительных конструкций и сооружений, в том числе наблюдения за кренами, осадками, НДС, колебаниями, за состоянием их фундаментов. Следует определять конкретные сооружения и конструкции, обязательные для диагностики, выявлять проблемы, которые должны решаться в целях обеспечения безопасности АЭС. Должна быть информация об оснащении зданий и сооружений АЭС реперами в соответствии с ПиНАЭ-5.6, системами по наблюдению за кренами, осадками, колебаниями зданий и сооружений, за состоянием фундаментов, а также за их НДС. Для указанных наблюдений в разделе должна быть приведена информация о программе наблюдения в соответствии с действующими методическими указаниями.

В пункте после монтажа оборудования перед загрузкой топлива на основании реального состояния сооружений после испытаний необходимо приводить таблицы результатов всех наблюдений:

- осадок зданий и сооружений;

- кренов зданий и сооружений;

- напряжений в конструкциях и фундаментах;

- деформаций (по герметичной и железобетонной оболочкам после испытаний на прочность и герметичность).

9.12.5 Программа исследований и планы мероприятий по инспекции ответственных зданий и сооружений атомной электростанции

В подразделе необходимо приводить перечень намечаемых исследований и инспекций за состоянием фундаментов, зданий, сооружений, строительных конструкций, грунтов, грунтовых вод, контроля общего состояния сооружений и радиационных протечек в скважинах. Следует давать краткое описание подобных исследований и инспекций.

9.12.6 Мероприятия по обеспечению эксплуатационной пригодности ограждающих конструкций защитной оболочки в процессе эксплуатации

В подразделе следует приводить описания мероприятий, позволяющих поддерживать проектный уровень показателей, характеризующих эксплуатационную пригодность защитной оболочки.

9.13 Методы обоснования прочности и работоспособности оборудования, трубопроводов, систем и элементов атомной электростанции с учетом нагрузок, вызванных природными и техногенными воздействиями и передаваемых через строительные конструкции зданий и сооружений

В данный подраздел должна включаться информация, содержащая основы расчетов по определению способности механической, контрольно-измерительной и электрической систем выполнять свои функции при наличии комбинированного воздействия внешних условий, аварийных внутренних воздействий, воздействий при нормальной эксплуатации.

9.13.1 Учет внешних условий при расчете механического и электрического оборудования

Необходимо представить информацию о внешних условиях, на которые рассчитывается механическая, контрольно-измерительная и электрическая часть оборудования, обеспечивающего безопасность РУ, и система защиты реактора, и (или) давать ссылки на соответствующие разделы, содержащие эту информацию.

9.13.1.1 Идентификация оборудования и внешние условия.

Определять и указывать месторасположение всех механизмов и узлов, обеспечивающих безопасность (например, двигателей, кабелей, фильтров, сальников, насосов и экранировок), размещенных внутри защитной оболочки реактора или в других местах, которые должны функционировать во время и после любых из расчетных аварий. Для оборудования внутри защитной оболочки следует показывать, расположено ли оно внутри или вне экрана, защищающего от летящих тел.

Для каждого вида оборудования следует определять как нормальные, так и аварийные внешние условия. Необходимо приводить значения следующих параметров: температура, давление, относительная влажность, уровень радиации, химический состав и вибрация (несейсмического происхождения). Для аварийных внешних условий эти параметры должны представляться в зависимости от времени и указываться причины появления таких внешних условий (например, авария с потерей теплоносителя, разрыв паропровода или др.).

Должна также указываться возможная продолжительность работы каждого механизма при аварийных внешних условиях.

9.13.1.2 Представлять описание испытаний и исследований, которые выполняются или будут выполнены для каждого механизма, чтобы проверить его работоспособность при наличии комбинации таких воздействий, как температура, давление, влажность, химический состав и радиация. Необходимо указывать их конкретные значения.

9.13.1.3 В заключительном отчете должны представляться результаты испытаний каждого вида оборудования.

9.13.2 Механические системы, оборудование и трубопроводы

9.13.2.1 Отдельные элементы механических систем и оборудования.

Описывать методы анализа прочности и стойкости элементов механических систем, оборудования и трубопроводов.

а) Расчет переходных режимов.

Представлять перечень переходных режимов, который должен использоваться при расчете на циклическую прочность всех механических систем, оборудования, трубопроводов и опорных конструкций или давать ссылки на соответствующие разделы ООБ АЭС.

Примерами переходных режимов являются ввод в эксплуатацию и вывод из эксплуатации ядерной энергетической установки, изменение уровня мощности, операции по переключению основного оборудования, аварийные режимы, отказы оборудования или узлов, переходные режимы в результате ошибок оператора и сейсмических воздействий.

Все переходные режимы или их комбинации должны классифицироваться в соответствии с категориями условий эксплуатации оборудования согласно определениям, приведенным в ТКП 170.

Показывать число событий для каждого переходного режима и количество циклов изменения нагрузки в пределах переходного режима с обоснованием правильности приводимых значений. Указывать источники, в которых содержатся все расчеты по определению параметров переходных режимов.

б) Вычислительные программы, используемые при расчетах.

Представлять перечень вычислительных программ, которые используются для статического и динамического анализов, проводимых для определения конструкционной и функциональной целостности всех систем, узлов, оборудования и опорных конструкций 1-й категории сейсмостойкости. Следует включать краткое описание программы, ее возможности, область применения, а также сведения об аттестации программы или ее верификации расчетными, аналитическими или экспериментальными методами.

в) Экспериментальный анализ напряжений.

Необходимо приводить информацию, подтверждающую обоснованность экспериментальных методов анализа напряжений в том случае, когда эти методы используются вместо аналитических методов расчета оборудования, относящегося к 1-й категории сейсмостойкости.

г) Оценка аварийных условий.

Описывать аналитические методы (например, упругий или упругопластический расчет), использованные для оценки напряжений оборудования 1-й категории сейсмостойкости в аварийных условиях. Описание должно включать обоснование совместимости этих методов с используемым типом динамического анализа систем.

Необходимо показывать и обосновывать используемую при анализе прочности оборудования взаимосвязь между напряжениями и деформациями, приводить значения предельных усилий.

Если для оценки используются методы, основанные на упругом, упругопластическом решениях или анализе предельного состояния некоторых элементов систем или оборудования одновременно с анализом в пределах упругости всей системы, то необходимо представлять основные моменты применяемых методов анализа для того, чтобы подтверждать, что рассчитанные деформации и смещения отдельных элементов или их опор не превышают соответствующих пределов и не выходят за рамки допущений, на которых базируется используемый метод анализа всей системы.

Если на данном оборудовании в аварийных условиях возможно возникновение деформаций ползучести, то следует приводить описание методов, используемых в этом случае для определения деформаций и напряжений, а также принятые критерии.

9.13.2.2 Динамические испытания и анализ.

В подпункте должны представляться критерии, методики испытаний и динамического анализа, применяемого для подтверждения конструкционной и функциональной целостности систем, трубопроводов, механического оборудования и внутрикорпусных устройств ядерного реактора, испытывающих воздействие вибрационных нагрузок, включая нагрузки, вызванные потоком теплоносителя и сейсмическими воздействиями.

а) Предэксплуатационные, вибрационные и динамические испытания трубопроводов.

Представлять информацию для всех систем трубопроводов первого, второго, третьего классов безопасности, относящуюся к предэксплуатационным испытаниям трубопроводов, находящихся под воздействием вибрационных и динамических нагрузок, которые будут возникать при функциональных испытаниях в период ввода энергетической установки.

Целью этих испытаний является подтверждение того, что рассчитанный запас прочности этих систем трубопроводов, демпферов, узлов и опор достаточен для противостояния динамическим нагрузкам, возникающим от потока теплоносителя при переходных и установившихся режимах эксплуатации, предполагаемых в течение срока службы энергетической установки.

Программа испытаний должна включать перечни различных режимов потока, выбранных мест визуального контроля и измерений, критерии приемки систем и возможные действия по ограничению возникших чрезмерных вибраций.

б) Испытания проверки сейсмостойкости механического оборудования, важного для безопасности.

Следует представлять описание испытаний на сейсмостойкость механического оборудования, необходимых для подтверждения конструкционной целостности и эксплуатационной пригодности в течение и после сейсмических воздействий. В предварительном отчете должна приводиться следующая информация:

- критерии сейсмостойкости, методы испытаний и основные параметры испытательных режимов, способ учета влияния высоты расположения оборудования на параметры выбираемых испытательных режимов, а также обоснование достаточности программы определения сейсмических характеристик. При разработке программ по проверке сейсмостойкости должны учитываться наличие широкополосности в сейсмическом возбуждении, произвольная направленность сейсмического воздействия и динамическая взаимосвязь между сейсмическими нагрузками в разных направлениях;

- приемы и методики, используемые для проверки работоспособности механического оборудования 1-й категории сейсмостойкости в течение и после воздействия МРЗ и для подтверждения конструкционной и функциональной целостности оборудования после воздействия нескольких ПЗ в комбинации с нормальными эксплуатационными нагрузками. Это касается такого механического оборудования, как вентиляторы, приводы насосов, пучки трубок теплообменников, приводы клапанов, стеллажи для аккумуляторных батарей и инструментов, пульты управления, щиты управления и кабельные трассы;

- способы и методики анализа, испытаний опор механического оборудования 1-й категории сейсмостойкости, а также методики проверки, используемые для учета возможного усиления расчетных нагрузок (амплитуды и частоты) в условиях сейсмических колебаний. В заключительном отчете должны представляться результаты испытаний и анализа для подтверждения правильности выполнения критериев, принятых в действующей нормативной технической документации, и доказательства достаточности проведенных испытаний.

в) Динамический анализ характеристик внутрикорпусных устройств ядерного реактора в условиях переходных и установившихся режимов.

Должно представляться описание метода динамического анализа, используемого для изучения поведения конструкционных элементов, расположенных внутри корпуса ядерного реактора, при переходных и установившихся режимах циркуляции теплоносителя.

Этот анализ используется для подтверждения правильности расчета нормальных режимов эксплуатации ВКУ ядерного реактора, для определения силовых нагрузок, воздействующих со стороны теплоносителя на эти устройства, и для прогнозирования вибрационных характеристик ВКУ ядерного реактора до проведения предэксплуатационных вибрационных испытаний реактора.

Кроме этого, должна приводиться информация, показывающая специфику расположения точек, для которых рассчитываются характеристики, а также соображения по выбору математической модели и критериев приемки конструкций.

9.13.2.3 Предэксплуатационные испытания ВКУ ядерного реактора на вибрацию, вызванную циркуляцией теплоносителя.

Должна представляться информация о предэксплуатационных испытаниях ВКУ ядерного реактора на вибрационные нагрузки от циркуляции теплоносителя при выполнении программы функциональных проверок при вводе ядерной энергетической установки, предусмотренных Инструкцией по проведению испытаний и проверок, Инструкцией по эксплуатации реакторной установки.

9.13.3 Электротехническое оборудование

В данном подразделе необходимо привести описание методов обоснования работоспособности электротехнического оборудования, представить информацию, показывающую соответствие технических требований и методов испытаний действующим ТНПА.

9.13.3.1 Должны быть приведены критерии проверки работоспособности электротехнического оборудования при динамических нагрузках.

Необходимо привести всю номенклатуру электротехнического оборудования, относящегося к 1-й категории сейсмостойкости.

Должны приводиться критерии проверки сейсмостойкости, включающие критерии выбора особых испытаний или методов анализа, определения входных параметров колебаний, а также обоснование достаточности программы проверки стойкости к динамическим нагрузкам.

Необходимо представить перечень нагрузок, при воздействии которых проверяется работоспособность оборудования.

9.13.3.2 Должны быть представлены способы и методики проверки стойкости и работоспособности оборудования при динамических нагрузках.

Представить способы и методики, используемые для проверки сейсмостойкости электрооборудования 1-й категории сейсмостойкости.

При этом следует показывать, что эти приборы и оборудование выполняют свои функции безопасности в течение или после МРЗ и сохраняют свою работоспособность после прохождения нескольких ПЗ.

Электрооборудование 1-й категории сейсмостойкости включает электрооборудование системы защиты реактора и аварийную силовую электрическую сеть.

9.13.3.3 Представить способы и методики анализа или испытаний стойкости опорных конструкций электрооборудования 1-й категории сейсмостойкости к динамическим нагрузкам и методики проверки, используемые для учета возможного усиления расчетных нагрузок (амплитуды и частоты) в условиях динамических воздействий. Опорные конструкции включают такое оборудование, как стойки аккумуляторных батарей и пульты управления, шкафы, панели и кабельные трассы.

9.13.4 Электроэнергетическое оборудование

В данном подразделе необходимо привести перечень всего электроэнергетического оборудования, относящегося к первому, второму, третьему классам безопасности. Определить критерии, используемые при проведении испытаний или аналитических исследований для обоснования работоспособности электроэнергетического оборудования. Описать характерные особенности программ испытаний и методик расчета, используемые сочетания нагрузок.

Привести основные результаты прочностных расчетов, подтверждающие работоспособность электроэнергетического оборудования.

Необходимо представить способы и методики проверки стойкости опорных конструкций электроэнергетического оборудования при выбранных сочетаниях действующих нагрузок, включая внешние воздействия.

9.13.5 Насосные агрегаты и арматура

Необходимо представить перечень всех действующих насосных агрегатов и арматуры первого, второго, третьего классов безопасности. Привести критерии, используемые при проведении испытаний или аналитических исследований для обоснования работоспособности насосных агрегатов и арматуры. Описать характерные особенности программ испытаний и методик расчета, используемые сочетания нагрузок.

Необходимо привести полученные в результате выполнения программ испытаний или аналитических исследований максимальные уровни напряжений и деформаций, а также результаты проверки работоспособности насосных агрегатов и арматуры для всего предусмотренного срока эксплуатации.

9.13.6 Парогенераторы

Следует описать расчетные методы, используемые для обоснования прочности и работоспособности ПГ с учетом нагрузок от внешних воздействий. Привести используемые расчетные схемы и обосновать их консерватизм. Необходимо представить комбинации нагрузок, использованные в расчетах. Следует описать методики и результаты расчетов, полученные с учетом действия нагрузок от удара струи при разрыве трубопровода и реактивных усилий, от внешних воздействий, аварийных нагрузок. Описать используемые критерии прочности. Необходимо представить методики, использованные для расчета и анализа опор ПГ для выбранных сочетаний нагрузок.

9.13.7 Дизель-генераторы

Необходимо представить описание помещения дизель-генераторов, включая чертежи общего вида, снабженные необходимыми сечениями, позволяющими устанавливать взаимное расположение дизель-генераторов и ближайших сооружений. Следует привести расчетные схемы дизель-генераторов и комбинации нагрузок, используемые в расчетах. Привести описание методик расчета с учетом принятых допущений. Показать механизмы передачи нагрузки со стороны фундаментов на дизель-генераторы при внешних воздействиях. Использованные вычислительные программы должны быть аттестованы и описывать требования к испытаниям и проверкам в процессе эксплуатации, которые подтверждали бы способность дизель-генераторов сохранять свою работоспособность при любых внешних воздействиях.

9.13.8 Контрольно-измерительные приборы и оборудование автоматизированной системы управления технологическими процессами

Следует определить все КИП, оборудование АСУ ТП и их опорные конструкции, относящиеся к 1-й категории сейсмостойкости. Необходимо представить критерии проверки сейсмостойкости и стойкости к внешним воздействиям. Привести параметры, используемые в качестве входных данных для проверки сейсмостойкости и стойкости к внешним воздействиям. Описать способы и методики, используемые для проверки стойкости к внешним воздействиям КИП и оборудования. При этом следует показывать, что эти приборы и оборудование выполняют свои функции безопасности в течение и после любых внешних воздействий.

Следует представить способы и методики проверки стойкости к внешним воздействиям опорных конструкций КИП и оборудования АСУ ТП, а также методики проверки, используемые для учета возможного усиления расчетных нагрузок в условиях внешнего воздействия.

9.13.9 Вентиляционное оборудование и воздуховоды, оборудование систем фильтрации

Необходимо привести описание анализа стойкости вентиляционного оборудования и воздуховодов, а также оборудования систем фильтрации к нагрузкам, определенным в 9.4. Следует включать следующую информацию:

- критерии и методики моделирования воздуховодов;

- методы динамического анализа воздуховодных систем;

- критерии и методики выделения основных собственных частот колебаний подсистем и оборудования на основе анализа спектра вынужденных частот колебаний опорных сооружений;

- критерии и методики анализа стойкости оборудования и подсистем, закрепленных на различной высоте внутри зданий и между ними, при различных входных сигналах.

9.13.10 Подъемно-транспортное оборудование

Необходимо представить обоснование прочности, стойкости и устойчивости подъемно-транспортного оборудования с учетом полной номенклатуры воздействий, приведенных в 9.4. При этом необходимо привести доказательства приемлемости методов, выбранных для обоснования, и достоверности результатов.

9.13.11 Системы привода регулирующих стержней ядерного реактора

Должна быть представлена информация, необходимая для подтверждения функциональной пригодности элементов системы привода регулирующих стержней ядерного реактора при НУЭ, аварийных ситуациях и внешних динамических воздействиях. Для электромагнитных систем привода эта информация должна содержать сведения о механизме привода регулирующих стержней и удлинителях до места соединения с элементами управления реактивностью.

Для гидравлических систем сюда должны входить сведения о механизме привода регулирующих стержней, гидравлическом блоке управления, системах подачи конденсата, быстрой разгрузки объема и удлинителях до места соединения с элементами управления реактивностью.

Следует представить описание конструкции системы привода с необходимыми чертежами, краткое описание условий эксплуатации приводов регулирующих стержней, а также информацию о расчетных критериях и программе испытаний. Должна представляться информация о нормах расчета, стандартах, ТУ, а также об общих расчетных критериях, которые применяются при расчетах, изготовлении, монтаже и эксплуатации систем привода стержней автоматического регулирования.

Необходимо указать, какие критерии применяются при расчетах тех или иных элементов конструкций системы привода.

Также представить информацию, необходимую для оценки частей системы привода стержней автоматического регулирования, находящихся вне корпуса реактора, включая используемые при расчетах величины напряжений, деформаций, а также допускаемое число циклов или допускаемое напряжение при расчете на усталость.

Если вместо расчета используются экспериментальные исследования, то должно приводиться описание программы их проведения. В ее описании должны освещаться способы и методы, применяемые для определения и проверки напряжений, деформаций и числа циклов, возникающих в элементах конструкций систем привода стержней автоматического регулирования.

Следует представлять порядок выполнения программы проверки качества, давать ссылки на ранее использовавшиеся программы испытаний или стандартные промышленные методики проверки аналогичных механизмов.

В представленной программе проверки качества должны рассматриваться следующие вопросы:

- программа проверки работоспособности;

- эксплуатационные условия в период испытаний;

- проверка функционирования механизмов.

9.13.12 Элементы аварийной защиты ядерного реактора

Необходимо представить информацию для подтверждения конструкционной целостности и функциональной пригодности элементов АЗ ядерного реактора при НУЭ, аварийных ситуациях и внешних динамических воздействиях.

Следует описать функциональные требования к каждому узлу АЗ, а также показать, как повлияют на вибрацию элементов АЗ, вызванную циркуляцией теплоносителя, любые существенные изменения в проекте по сравнению с проектами энергетических установок аналогичного типа, для которых проведены испытания на вибрацию.

Представить основы прочностных расчетов элементов АЗ ядерного реактора. Сюда следует включать такие характеристики, как допустимые напряжения, прогибы и допустимое число циклов, механические или тепловые ограничения для активной зоны ядерного реактора (установочные и крепежные).

Приводить расчеты, подтверждающие, что допустимые смещения не будут мешать нормальному функционированию всех взаимосвязанных механизмов (например, стержней регулирования и резервной системы охлаждения) и что напряжения, связанные с этими смещениями, не будут превышать допустимых значений.

9.13.13 Сейсмическая контрольно-измерительная аппаратура

9.13.13.1 В данном подпункте необходимо привести и обосновать программу измерений параметров сейсмических воздействий.

9.13.13.2 Следует привести описание контрольно-измерительных сейсмических приборов, таких как трехмерные типовые акселерографы, трехмерные временные акселерографы и трехмерные самописцы спектра реакций, которые будут устанавливаться на выбранных узлах систем в выбранных сооружениях 1-й категории сейсмостойкости. Кроме того, следует представить обоснование выбора этих сооружений, узлов и месторасположения КИП, а также определить порядок использования показаний этих приборов после землетрясений для проверки расчетов на сейсмостойкость.

9.13.13.3 Необходимо описать меры, которые будут предприняты в кратчайшее время после начала землетрясения для оповещения оператора пульта управления реактора о величине типа ускорения и значениях спектров ответа. Кроме этого, следует привести обоснование установленных конкретных величин, с которых должно начинаться считывание показаний сейсмических КИП для вывода их оператору.

9.13.13.4 Необходимо представить критерии и методики, используемые для сравнения измеренных реакций сооружений 1-й категории сейсмостойкости в выбранных узлах после землетрясения с результатами расчетного анализа сейсмостойкости.

9.13.14 Используемые программные средства

Должен приводиться перечень программных средств, используемых при обосновании стойкости оборудования, трубопроводов, систем и элементов АЭС к внешним воздействиям. По каждой программе должна представляться следующая информация:

- краткое описание назначения программы;

- метод расчета, реализуемый программой;

- основные ограничения и допущения, накладываемые программой на рассматриваемый класс задач;

- сведения об аттестации программ в надзорных органах.

9.13.15. Методы испытаний систем и элементов

В данном пункте необходимо привести номенклатуру систем и элементов, для которых проводятся испытания, а также описание всех методик и программ испытаний, используемых при обосновании стойкости систем и элементов АЭС по следующим разделам (допускаются ссылки на материалы соответствующих разделов ООБ АЭС):

- методы динамических испытаний, где должны быть представлены критерии, методики испытаний и динамического анализа, применяемые для подтверждения конструкционной и функциональной целостности систем трубопроводов, механического оборудования и ВКУ ядерного реактора, испытывающих воздействие вибрационных нагрузок, включая нагрузки, вызванные потоком теплоносителя и сейсмическими воздействиями;

- эксплуатационные и предэксплуатационные проверки оборудования, в частности, номенклатура оборудования, для которого необходимы эксплуатационные и предэксплуатационные проверки; материалы, описывающие программу эксплуатационных проверок оборудования первого, второго и третьего классов безопасности; методы измерения и контроля рекомендованных эксплуатационных параметров для каждого вида оборудования; план и график проведения эксплуатационных проверок.

- проверочные испытания оборудования на работоспособность при комбинации внешних условий, в том числе описание испытаний и исследований, которые выполняются или будут выполнены для каждого механизма, чтобы проверять его работоспособность при наличии таких внешних воздействий, как температура, давление, влажность, химический состав и радиация (необходимо указывать конкретные значения внешних воздействий).

10 Реактор

В данном разделе должны быть представлены информация и результаты анализа, необходимые для обоснования безопасности работы ядерного реактора в течение проектного срока службы РУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, а также информация, необходимая для анализа нарушений, результаты которого приводятся в соответствии с требованиями раздела 21 настоящего технического кодекса.

10.1 Назначение реактора

10.1.1 Назначение и функции

Должно быть указано назначение и функции реактора.

Должна быть приведена информация о нормативной базе проекта РУ в виде перечня технических нормативных правовых актов, включенного в приложение.

Должно быть указано, что реакторная установка и ее системы проектируются как системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности, элементы которых относятся к первому, второму и третьему классам безопасности (конкретный класс указывается в описании соответствующего оборудования).

Все оборудование, размещенное в корпусе реактора, относится к первой категории по сейсмичности и должно быть рассчитано на сейсмичность, соответствующую МРЗ.

10.1.2 Проектные основы

В данном подразделе должна быть приведена информация:

- о проектных характеристиках выработки тепловой энергии;

- об используемом ЯТ;

- о характеристиках конструкции;

- о режиме использования ЯТ;

- о выгорании ЯТ;

- о продолжительности использования РУ в течение года;

- о проектном ресурсе РУ;

- о ремонтопригодности и восстанавливаемости.

В подразделе не следует приводить положения ТКП 170, ТКП 171 и др., так как в них формулируются обязательные для выполнения требования безопасности, а не проектные основы.

10.2 Проект реактора

10.2.1 Описание реактора

Должно быть приведено описание реактора со ссылкой на соответствующие документы проекта.

Необходимо представлять информацию о реакторе и краткую информацию о здании, в котором размещен реактор, о защите здания реактора от внешних и внутренних воздействий природного и техногенного происхождения (согласно требованиям раздела 8) и от событий на площадке АЭС, внешних по отношению к зданию реактора.

Из описания должны быть понятны ориентация реактора относительно здания АЭС, взаиморасположение и взаимодействие описываемого оборудования и систем, их влияние друг на друга. В описании необходимо приводить перечень составных частей - систем (элементов) реактора, выполняющих самостоятельные функции. В перечень необходимо включать:

- активную зону;

- систему остановки реактора - рабочие органы А3 (СУЗ);

- СУЗ (исполнительные механизмы и привод);

- корпус реактора, включая внутрикорпусные устройства;

- оборудование (систему) внутриреакторного обращения со сборками активной зоны;

- другие системы и элементы (например, каналы специального назначения).

10.2.1.1 Необходимо давать описание назначения и проектных основ активной зоны и ее сборок, указывать их группы в соответствии с классификацией по безопасности и сейсмостойкости, представить перечень ТНПА, определяющих проектные критерии и принципы безопасности, основные требования к компоновке активной зоны и конструкции ее сборок.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием новых типов топлива, необходимо представлять материалы проекта такой модернизации и материалы дополнительного обоснования безопасности.

10.2.1.2 Следует приводить описание компоновки активной зоны и конструкции ее сборок, представить рисунки их общих видов, показывающих взаимное расположение, основные геометрические размеры, способы крепления и ориентации относительно осей реактора, схемы распределения теплоносителя по сборкам активной зоны.

Представлять картограммы загрузки активной зоны для первой загрузки, переходных загрузок и для стационарного режима работы реактора, информацию о количестве ЯТ. По каждому представленному рисунку следует давать ссылку на соответствующий чертеж ведомости технического проекта активной зоны и ее сборок.

Описание активной зоны и ее сборок должно сопровождаться перечнем их основных технических характеристик.

10.2.1.3 При обосновании выбора материалов сборок активной зоны, описании ЯТ и теплоносителя следует представлять информацию по конструкционным материалам, сварке, ядерному топливу, поглощающим материалам, теплоносителю.

По конструкционным материалам должна быть представлена информация:

- о механических и теплофизических свойствах в зависимости от дозы облучения и температуры (пределы текучести и прочности, остаточная пластичность, теплопроводность, теплоемкость и т.д.);

- о времени облучения ЯТ;

- о коррозионном взаимодействии с продуктами деления и теплоносителем в зависимости от выгорания ЯТ, температуры и времени облучения ЯТ;

- о циклической прочности в зависимости от дозы облучения, температуры, нагрузки и числа циклов.

По сварке следует представлять следующую информацию:

- виды применяемой сварки с перечнем ТНПА, регламентирующих требования к сварке;

- опыт эксплуатации сварных соединений или их испытаний в аналогичных условиях;

- отличия механических и коррозионных свойств сварных соединений по сравнению с основным металлом в условиях нормальной эксплуатации, при нарушениях нормальной эксплуатации и авариях.

Должна быть представлена следующая информация по ядерному топливу:

- химический состав, обогащение, плотность, загрузка, неравномерность распределения плотности и делящихся изотопов, методы их контроля, аттестация методов контроля;

- ползучесть и распухание ЯТ в зависимости от температуры, дозы облучения и нагрузки;

- механические и теплофизические свойства в зависимости от величины выгорания, температуры, содержания делящихся изотопов (температура плавления, теплоемкость, теплопроводность, термическое расширение, предел прочности);

- совместимость с материалом оболочки, массоперенос в зависимости от выгорания, температуры, времени;

- поведение при авариях (разгерметизация твэла, контакт с теплоносителем, повышение температуры);

- возможность и целесообразность переработки ОЯТ (краткая информация).

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, в том числе с выгорающим поглотителем, дополнительно должны быть представлены результаты исследований по классификации такого топлива, например, при его облучении в исследовательских реакторах или облучении опытных сборок с новым типом топлива в действующих реакторах и т.п., а также прогнозные оценки допустимой глубины выгорания.

По поглощающим материалам необходимо привести информацию:

- о химическом составе, геометрических размерах, обогащении ЯТ по поглощающим материалам, плотности, методах контроля, аттестации методов контроля;

- о совместимости с материалами оболочки;

- о поведении при авариях (разгерметизация, контакт с теплоносителем, повышении температуры);

- о поведении под облучением и изменении свойств.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива и при использовании поглощающих элементов с повышенным содержанием нуклида-поглотителя должны быть представлены результаты НИР и ОКР, обосновывающих поведение ПЭЛ под облучением и прогнозные оценки допустимого выгорания нуклида-поглотителя в ПЭЛ.

По теплоносителю должна быть приведена информация:

- о теплофизических свойствах;

- о допустимых примесях.

10.2.1.4 Необходимо привести описание шахты реактора.

10.2.2 Управление и контроль

Должны быть представлены и обоснованы перечень контролируемых параметров активной зоны и ее сборок, периодичность контроля, диапазон измерений параметров, допустимые погрешности измерений, состав и размещение датчиков.

Должна быть приведена информация о контроле состояния активной зоны и управлении мощностью РУ:

- о защитах и блокировках, о регуляторах, диагностических системах, о программах автоматического управления;

- для управления реактивностью - о системе поглощающих стержней - рабочих органов АЗ (СУЗ) и ПАЗ, представляющих собой самостоятельные системы;

- для измерения нейтронного потока - о системе контроля нейтронного потока, являющейся системой нормальной эксплуатации, но в силу ее важности для безопасности выполняемой в соответствии с требованиями к УСБ;

- для изменения положения рабочих органов - о системе управления приводами (часть СУЗ), описание системы в соответствии с требованиями 10.2.9 (может быть представлено в разделе "Контроль и управление");

- о системе ВРК;

- о системе диагностики состояния барьера безопасности - оболочек топливных элементов (если такая система предусмотрена);

- о системе регулирования и ограничения мощности РУ;

- о системе формирования команд предупредительных защит и блокировок (в разделах 13 или 18 в подразделе УСБ, если эти команды формируются в УСБ А3);

- о системе формирования команд для аварийной остановки РУ - УСБ А3 (приведена в разделе 18 настоящего технического кодекса).

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должно быть представлено обоснование применимости существующего метрологического обеспечения или, в противном случае, описание обоснованного в проекте обновленного метрологического обеспечения, а также уточненные перечень и допустимые значения контролируемых параметров и требования к используемой при испытаниях контрольно-измерительной аппаратуре.

При увеличении неравномерности энерговыделения по сравнению с первоначальным проектом необходимо представлять обоснование расположения дополнительных контрольных точек измерения для повышения точности внутриреакторных измерений и уточненной процедуры расчетного восстановления поля энерговыделения.

В случае необходимости должны быть приведены организационно-технические мероприятия по модернизации системы ВРК, включая прикладное программное обеспечение системы ВРК.

Должны быть описаны предусмотренные проектом технические средства и методы контроля герметичности оболочек твэлов, в том числе твэлов, изготовленных из нового типа топлива, на остановленном и (или) работающем реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных твэлов. Должны быть представлены и обоснованы методики, используемые для контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном и (или) работающем реакторе.

10.2.3 Испытания и проверки

Следует описывать программы и методики испытаний активной зоны и ее сборок, методы неразрушающего контроля и испытаний, подтверждающих расчетные характеристики сборок активной зоны; представлять перечень ТНПА, определяющих требования к объему и методикам контроля и испытаний. Приводить программы входного контроля сборок активной зоны на АЭС, приемный акт межведомственной комиссии, перечень ядерно-опасных работ с активной зоной и ее сборками.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должны быть представлены методики и программы реакторных и послереакторных испытаний тепловыделяющих сборок с новым типом топлива.

10.2.4 Анализ проекта

10.2.4.1 Необходимо приводить описание функционирования активной зоны и ее сборок при нормальной эксплуатации РУ, включая выход на МКУ, переходные режимы при плановых пусках и остановах. Необходимо показывать состояние активной зоны при этих режимах, взаимодействие с другими системами реактора во время выполнения указанных функций.

10.2.4.2 Должны приводиться пределы безопасной эксплуатации для элементов активной зоны. Давать ссылку на документы проекта РУ и разделы ООБ АЭС, в которых содержится обоснование пределов безопасной эксплуатации.

Следует приводить:

- предел по топливу (по температуре или отсутствию плавления);

- пределы по оболочкам твэлов (по температуре и плотности);

- пределы по активной зоне (по реактивности, если назначен разработчиком проекта РУ, и периоду изменения мощности). По активной зоне - предел по тепловой мощности (величина мощности, при работе на которой в переходном процессе проектной аварии может быть достигнут предел по температуре оболочек твэлов или по температуре топлива).

При достижении пределов безопасной эксплуатации предусматривать срабатывание А3. Следует приводить значения уставок и показывать, что имеется достаточный запас от уставки до предельной величины.

Представлять пределы безопасной эксплуатации по состоянию активной зоны: по удельной нагрузке твэлов, активности теплоносителя, соотношению мощность-расход и другие пределы, установленные в проекте РУ.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должны быть представлены соответствующие пределы и условия безопасной эксплуатации, в том числе по повреждению твэлов. Должны быть указаны предусмотренные проектом возможные дополнительные меры для поддержания принятого в проекте соотношения между активностью продуктов деления в теплоносителе первого контура и пределами повреждения твэлов.

10.2.4.3 Привести перечень ядерно-опасных работ при обращении со сборками активной зоны внутри реактора и при полной выгрузке, если такая операция предусматривается проектом.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должна быть подтверждена применимость существующего перечня ядерно-опасных работ или представлен обновленный перечень.

10.2.4.4 Приводить информацию о работах, выполненных в обоснование проекта активной зоны и ее сборок, которую следует разделять по следующим группам:

- нейтронно-физическое обоснование;

- обоснование теплогидравлических характеристик;

- обоснование прочности.

Приводить информацию о выполненных в обоснование проекта активной зоны научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по следующей схеме:

- перечень экспериментальных, научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, включая выполненные на стендах, исследовательских реакторах и действующих АЭС;

- описание методик экспериментов;

- анализ результатов экспериментов.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должен быть представлен обоснованный в проекте объем дополнительных стендовых и реакторных экспериментов в обоснование безопасности новых загрузок активной зоны с использованием такого топлива.

10.2.4.5 При описании функционирования при отказах приводить перечень исходных событий, включая ошибки операторов, и анализ отказов РУ, и оценивать их влияние на работоспособность реактора и его безопасность.

При рассмотрении отказов анализировать отказы по общей причине, давать качественную (при необходимости) и количественную оценку их последствий.

Анализировать воздействие этих отказов на работоспособность реактора и других систем РУ. Приводить перечень систем и оборудования, необходимых для ограничения и (или) ликвидации последствий таких отказов.

В раздел также включать перечень всех проектных аварий (возможна ссылка на раздел ООБ АЭС "Анализ аварий на АЭС") и перечень учитываемых в проекте запроектных аварий (также со ссылкой на соответствующий раздел ООБ АЭС "Анализ аварий на АЭС").

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должны быть представлены пересмотренный перечень проектных аварий и перечень учитываемых в проекте запроектных аварий с учетом особенностей новых типов топлива, которые должны быть рассмотрены в разделе ООБ АЭС "Анализ аварий на АЭС".

10.2.5 Система остановки реактора - рабочие органы системы управления и защиты

10.2.5.1 При описании назначения и функций системы приводить классификацию РО СУЗ по функциональному назначению (защитные СБ), класс безопасности элементов и категорию сейсмостойкости, классификационное обозначение.

Представлять информацию о нормативной базе проекта системы остановки реактора.

10.2.5.2 Приводить информацию о проектных основах (эффективность, быстродействие) для нормальной эксплуатации и аварий.

10.2.5.3 Давать описание конструкции РО СУЗ с указанием назначения основных элементов и информацию о группах РО СУЗ.

Приводить описание конструкции и назначения направляющих каналов РО СУЗ - гильз СУЗ, включая рисунки РО СУЗ с основными геометрическими размерами и положение стержней относительно активной зоны.

Давать подтверждение работоспособности РО СУЗ, основываясь на опыте работы в других реакторах и результатах испытаний на стендах.

Представлять основные проектные характеристики стержней.

10.2.5.4 При описании материалов использовать информацию, представленную в 10.2.1.1. Информировать об источниках подтверждения работоспособности материалов РО СУЗ и направляющих каналов СУЗ.

10.2.5.5 При описании обеспечения качества приводить информацию о ПОК АС при изготовлении стержней.

10.2.5.6 Должна быть приведена информация об испытаниях и проверках. Представлять и обосновывать периодичность контроля и перечень проверяемых параметров РО СУЗ, по которым определяются критерии потери работоспособности (снижение физической эффективности ниже определенного уровня, отсутствие перемещения стержней).

Приводить список научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, выполненных в обоснование конструкции и работоспособности РО СУЗ, в том числе по изготовлению и физическому взвешиванию макетов, изготовлению и гидравлическим испытаниям макетов.

10.2.5.7 При описании управления и контроля использовать информацию, представленную в 10.2.2.

10.2.5.8 Приводить пределы и условия безопасной эксплуатации реактора по состоянию системы РО СУЗ (характеристики быстродействия, эффективности, допустимые осевые прогибы, срок службы, периодичность испытаний).

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должны быть представлены соответствующие пределы и условия безопасной эксплуатации для СУЗ. Должна подтверждаться также применимость существующих уставок срабатывания предупредительной и аварийной защит либо обосновываться применение новых.

10.2.5.9 При анализе проекта РО СУЗ должна быть представлена информация по нормальному функционированию, функционированию при отказах, обоснованию проекта, оценке проекта.

а) Нормальное функционирование.

Приводить описание работы РО СУЗ в режиме нормальной эксплуатации РУ, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, показывать состояние стержней СУЗ в этих режимах, чем определяется и обеспечивается их работоспособность.

б) Функционирование при отказах.

Приводить анализ возможных отказов и повреждений РО СУЗ с качественной и (или) количественной оценкой их последствий.

Представлять сведения о мерах по исключению отказов или ограничению их последствий, принятых при проектировании РО и направляющих каналов СУЗ и их эксплуатации. Приводить анализ возможных отказов оборудования при загрузке и выгрузке РО СУЗ, в режиме перегрузки, неизвлечении из ячейки и т.п.

Информировать об обосновании обеспечения безопасной работы реактора, с результатами эксплуатации РО СУЗ аналогичной конструкции и с результатами стендовых испытаний и расчетов.

в) Обоснование проекта.

Приводить информацию о работах, выполненных в обоснование проекта РО СУЗ:

- обоснование теплогидравлических характеристик;

- обоснование работоспособности (прочность и надежность).

Информация по каждой группе работ должна состоять из двух частей - расчетной и экспериментальной. В свою очередь, расчетная часть должна состоять из:

- перечня расчетов;

- примененных при этом методиках и программах со сведениями об их аттестации;

- результатов расчетов с их анализом.

Экспериментальная часть должна состоять из:

- перечня проведенных научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ;

- описания использованных методик;

- анализа результатов экспериментов.

Должны быть представлены:

- расчетная величина эффективности РО СУЗ при соответствующей загрузке поглотителя, снижение эффективности, выгорание, флюенс ПЭЛ и РО СУЗ за установленный срок эксплуатации;

- основные теплогидравлические характеристики РО СУЗ, в том числе распределение расхода теплоносителя, температура поглотителя, оболочек ПЭЛ, деталей стержней и чехловых труб СУЗ, перепад давления на стержнях и действующая на них выталкивающая сила;

- основные прочностные характеристики РО СУЗ и гильз СУЗ, определяющие их надежность, включая НДС оболочек и элементов РО СУЗ, изменение размеров и формы ПЭЛ за счет распухания, ползучести, температуры, взаимодействия поглотителя с оболочкой, взаимодействия пучка ПЭЛ с чехловой трубой, взаимодействия деталей РО СУЗ с чехловой трубой СУЗ;

- значения назначенного ресурса, назначенного срока службы и назначенного срока хранения стержней СУЗ;

- критерии потери работоспособности РО СУЗ.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должна подтверждаться достаточность существующих систем остановки реактора, в том числе выполняющих функцию АЗ, в части эффективности и быстродействия, либо приводиться проектные материалы модернизированных систем остановки реактора.

г) Оценка проекта.

Представлять оценку выполнения требований ТНПА в области использования атомной энергии.

10.2.6 Система предупредительной аварийной защиты

Использовать информацию, представленную в 10.2.5.

В подразделе "Управление и контроль" приводить информацию, касающуюся положения сборок ПАЗ.

В подразделе "Оценка проекта" показать выполнение требований ТКП 170.

10.2.7 Нейтронно-физический расчет активной зоны

Приводить информацию и анализ, необходимые для обоснования безопасности работы активной зоны реактора в течение его проектного срока при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации, проектные и запроектные аварии, а также информацию, необходимую для анализа причин аварий, результаты которого включены в раздел ООБ АЭС "Анализ аварий на АЭС".

Информация и анализ, представленные в этом подпункте, должны базироваться на материалах проектов реактора, активной зоны, сборок активной зоны и результатах научно-исследовательских работ.

10.2.7.1 При представлении общего описания и основных нейтронно-физических характеристик активной зоны представлять следующие данные:

- тип ЯТ;

- особенности конструкции активной зоны (компоновка, способы закрепления ТВС, зазоры между ТВС, боковые и торцевые отражатели, характеристика конструкций за отражателями);

- принятый в проекте способ выравнивания поля энерговыделения;

- принятые в проекте способы регулирования мощности;

- РО СУЗ (А3) (10.2.2);

- наличие в активной зоне других элементов (экспериментальных ТВС, источника нейтронов и др.);

- принятые способы перегрузки ТВС активной зоны, РО СУЗ;

- перечень основных физических характеристик активной зоны и их значения, обогащение ЯТ, максимальное энерговыделение, температурный запас до плавления ЯТ при номинальных условиях, эффективность РО СУЗ, максимальный запас реактивности, эффекты и коэффициенты реактивности, запасы подкритичности после быстрого останова реактора, длительность кампании топлива, максимальная глубина выгорания топлива, максимальный нейтронный поток, время между перегрузками, кривые остаточного тепловыделения в активной зоне в зависимости от времени после перевода реактора в подкритическое состояние и т.д.

10.2.7.2 При описании режимов работы активной зоны в процессе кампании представлять:

- общий подход к организации замены топлива в реакторе;

- характеристики стационарного режима перегрузок;

- перечень основных расчетных состояний активной зоны в стационарном режиме;

- основные характеристики программ перегрузок ТВС активной зоны и РО СУЗ;

- общую характеристику переходного режима;

- общую характеристику стартовой активной зоны и значения ее основных физических параметров.

10.2.7.3 Для характеристики поля энерговыделения в активной зоне и прилегающих конструкциях необходимо приводить данные о распределении поля энерговыделения в активной зоне и прилегающих конструкциях в разных состояниях активной зоны, характеризующих кампанию топлива (до перегрузки, после перегрузки, в среднем стационарном состоянии и других состояниях, определенных в проекте), в том числе о распределении нейтронных потоков в активной зоне и прилегающих конструкциях.

10.2.7.4 Для характеристики поля энерговыделения при непроектных положениях РО СУЗ необходимо рассматривать наиболее неблагоприятные положения РО СУЗ и приводить распределение полей энерговыделения и нейтронных потоков для выбранных конфигураций.

10.2.7.5 При представлении информации об эффектах и коэффициентах реактивности, связанных с изменением температуры и мощности, необходимо приводить значения температурных эффектов и коэффициентов реактивности, принятых в проекте, и структуру составляющих этих эффектов.

10.2.7.6 Представлять значения эффектов реактивности от изменения резонансного взаимодействия нейтронов при изменении температуры (Допплер-эффект).

Приводить величины Допплер-эффекта для разных состояний активной зоны по кампании, а также покомпонентно - для основных материалов активной зоны и для разных изотопных составов свежего топлива.

10.2.7.7 Приводить информацию об асимптоматических значениях температурного и мощностного эффектов реактивности для разных состояний активной зоны.

Приводить значения температурного эффекта реактивности и его составляющих для разных состояний по выгоранию топлива: значения температуры элементов активной зоны при номинальной мощности, мощностного эффекта реактивности и его составляющих также для разных состояний активной зоны по выгоранию топлива.

10.2.7.8 По балансу реактивности и эффективности регулирования представлять анализ баланса реактивности и соответствие характеристик реактивности требованиям ТКП 171. Баланс реактивности строить с учетом возможных погрешностей определения эффектов реактивности. Баланс реактивности активной зоны определять для начала и конца кампании и, при необходимости, для промежуточных моментов выгорания. Должны учитываться такие факторы, воздействующие на реактивность и зависящие от различных эксплуатационных состояний, как:

- регулирующие группы ПЭЛ СУЗ, их ожидаемая и минимально допустимая эффективность;

- эффективность выгорающего поглотителя;

- концентрация и эффективность борного раствора;

- возмущения в температуре замедлителя и топлива, а также возможные пустотные возмущения;

- выгорание (шлаки);

- отравление ксеноном и самарием;

- допустимые высоты погружения стержней в активную зону и их допустимое рассогласование.

Должен представляться и обсуждаться минимально необходимый и прогнозируемый запас подкритичности быстроостановленного реактора для различных моментов кампании с учетом неопределенностей этого запаса и экспериментальных проверок на действующих реакторах.

Должны детально описываться методы и ограничения при регулировании при нормальной эксплуатации с освещением таких аспектов, как:

- концентрация жидкого поглотителя и ее изменения;

- движение регулирующих стержней, в том числе стержней, воздействующих на аксиальный профиль энерговыделения;

- возможные изменения расхода или температуры теплоносителя.

Следует включать описание:

- пуска из холодного, горячего и максимально отравленного ксеноном состояний;

- режима отслеживания нагрузки и компенсации нестационарного отравления ксеноном;

- воздействия на объемные распределения энерговыделения (при перераспределении ксенона и ксеноновых колебаниях);

- возможного воздействия на распределения выгорания.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должна обосновываться применимость существующей системы подачи бора в первый контур либо представлены проектные материалы модернизации этой системы.

10.2.7.9 Анализ подкритического состояния реактора при перегрузках топлива. Источник нейтронов, расположение и чувствительность нейтронных детекторов, контроль подкритического состояния. Необходимо представлять:

- общий подход к контролю подкритического состояния реактора;

- источник нейтронов, его конструкцию, основные характеристики;

- нейтронный фон активной зоны в зависимости от изотопного состава топлива и степени его выгорания;

- расположение и характеристики чувствительности нейтронных детекторов;

- требования к контролю перегрузки топлива и выполнение этих требований в рассматриваемом проекте.

10.2.7.10 Мониторинг мощности. Необходимо кратко описывать применяемые нейтронные детекторы для измерений мощности реактора и их характеристики. Приводить анализ соответствия выбранной системы измерения мощности требованиям ТКП 171 и анализ возможности системы измерения мощности для контроля перекосов поля, энерговыделения, возникающих при непроектном положении органов регулирования и по другим причинам.

10.2.7.11 При описании используемых методов, программ и констант для физических расчетов приводить краткое описание программ и констант, использованных для физических расчетов. Указывать аттестованные программы, а также степень подготовки к аттестации других использованных программ; наличие верификационных отчетов, инструкций для пользователей и других документов.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должны представляться результаты верификации и аттестации методик и кодов, используемых для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны с новым типом топлива, с учетом анализа неопределенности.

10.2.7.12 Привести основные результаты экспериментальных исследований физики реактора на критических стендах, исследовательских и действующих реакторах.

Давать описание моделирующих критических стендов и перечень экспериментов, выполненных на этих стендах, а также на исследовательских и действующих реакторах. Представлять основные результаты расчетного анализа этих экспериментов и возможность использования результатов этого анализа для оценки погрешности физических характеристик проекта реактора.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, приводить информацию обо всех нейтронно-физических характеристиках активной зоны с новым типом топлива, предусмотренную 10.2.7.

10.2.8 Теплогидравлический расчет

10.2.8.1 Представлять информацию о проектных ограничениях, влияющих на теплогидравлические характеристики, проектные режимы РУ и выбор ее параметров. К ним относить:

- максимальную температуру оболочек твэлов;

- максимальную температуру теплоносителя;

- скорость изменения температуры теплоносителя;

- максимальную линейную нагрузку твэлов;

- максимальную скорость потока теплоносителя в активной зоне;

- кавитационный запас ГЦН.

10.2.8.2 Для теплогидравлического расчета активной зоны необходимо приводить:

а) Распределение потока теплоносителя и линейного энерговыделения. При этом необходимо описывать:

- схему зон дросселирования активной зоны;

- распределение расхода теплоносителя по зонам дросселирования, через межкассетные зазоры и на охлаждение корпуса реактора;

- средние и максимальные значения линейного энерговыделения для различных зон обогащения и зон дросселирования на начало и конец кампании;

- температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и реактора в целом с учетом распределения расхода теплоносителя на начало и конец кампании;

- температуры оболочек твэлов на выходе зон дросселирования с учетом возможных неоднородностей распределения температур.

б) Перепады давления в активной зоне и гидравлические сопротивления. Необходимо описывать схему организации потока теплоносителя на входе в реактор (например, коллектора высокого и низкого давления), приводить значения перепадов давления в активной зоне и соответствующие распределения гидравлического сопротивления по элементам активной зоны.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, в случае конструктивного отличия ТВС с новым топливом от штатных ТВС должна быть подтверждена их теплогидравлическая совместимость.

в) Методики и расчетные программы. Необходимо приводить информацию об используемых в теплогидравлических расчетах активной зоны методиках и расчетных программах, данные об их верификации или обоснование достоверности получаемых результатов.

Представлять информацию об экспериментальных работах, выполненных в обоснование используемых методик и расчетных программ.

Приводить данные о точности получаемых результатов теплогидравлических расчетов с учетом анализа неопределенности.

10.2.8.3 Для теплогидравлического расчета РУ необходимо описывать теплогидравлический расчет первого контура и системы аварийного тепловода.

В описание следует включать следующую информацию:

а) Сведения о компоновке оборудования и трубопроводов первого контура РУ.

Представлять теплогидравлическую схему РУ, содержащую:

- число контуров циркуляции теплоносителя и их назначение (система нормального теплоотвода, система аварийного теплоотвода);

- тип побудителя движения теплоносителя (вынужденная циркуляция, естественная циркуляция);

- перечень оборудования и трубопроводов в каждом из контуров циркуляции, проектные значения расходов теплоносителя для каждого элемента контура и перепадов давления при соответствующих расходах;

- схемы циркуляции теплоносителя в каждом из контуров, высотное расположение элементов петель (оборудования, трубопроводов) для различных контуров, их геометрические характеристики (в том числе длина пути циркуляции теплоносителя в элементе), значения объемов теплоносителя в каждом из элементов;

- значения уровня теплоносителя в элементах первого контура РУ и давления газовой среды при проектных режимах.

б) Проектные режимы работы РУ, которые должны включать:

- перечень проектных режимов (со ссылкой на соответствующий подраздел раздела ООБ АЭС "Реактор");

- теплогидравлические особенности каждого из проектных режимов; параметры теплоносителя и скорости их изменения в различных проектных режимах;

- распределение температуры теплоносителя в проектных режимах.

в) Методики и расчетные программы.

Должна быть приведена информация об используемых в теплогидравлических расчетах РУ методиках и расчетных программах, данные об их верификации или об обосновании достоверности получаемых результатов, представлены данные о точности получаемых результатов теплогидравлических расчетов с учетом анализа неопределенности.

10.2.8.4 Привести описания программы и методики испытаний и проверок, которые должны использоваться для подтверждения проектных теплогидравлических характеристик активной зоны и контуров циркуляции РУ.

10.2.9 Исполнительные механизмы системы управления и защиты

Содержание подпункта должно основываться на разработанной проектной документации для ИМ СУЗ, распространяющихся на ИМ СУЗ требованиях ПНАЭ Г-7-013-89, разработанных ПОК, опыте эксплуатации прототипных изделий, испытаниях опытных образцов и отчетах, выпущенных в ходе выполнения научно-исследовательских и опытно-конструкторских работах, и соответствовать приведенной ниже структуре.

10.2.9.1 При описании назначения и проектных основ необходимо представлять:

- информацию о составе, назначении и функциях ИМ;

- классификацию ИМ по безопасности и по сейсмостойкости;

- критерии, принципы и проектные пределы ИМ для нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий;

- предельно допустимые значения основных механических, прочностных характеристик и допустимые значения показателей надежности ИМ.

10.2.9.2 При описании конструкции должны быть приведены:

- описание конструкции ИМ с выделением отдельных, выполняющих самостоятельные функции, устройств (элементов), включая устройства контроля, крепления и герметизации;

- достаточно подробные чертежи и схемы, иллюстрирующие конструкцию, кинематические схемы действия и расположение ИМ;

- основные технические характеристики ИМ;

- перечень систем и оборудования, влияющих на функционирование ИМ.

10.2.9.3 Для материалов представлять сведения о марках и свойствах используемых в ИМ сталей и материалов и обоснование их работоспособности в течение требуемого времени в водной среде при проектных значениях температур и радиационных воздействиях, соответствующих нормальной эксплуатации РУ, нарушениям нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

10.2.9.4 При представлении информации по обеспечению качества давать ссылки на ПОК при разработке (конструировании), изготовлении, приемке и монтаже ИМ и перечислить основные требования, предусмотренные этими программами и ТНПА, регламентирующими требования к обеспечению качества ИМ и их узлов.

10.2.9.5 При описании управления, контроля и испытаний необходимо представлять:

- принципы управления ИМ и контроля их состояния;

- характеристики сигналов управления ИМ;

- анализ возможных управляющих воздействий на ИМ со стороны средств автоматизации и работников;

- методы, средства, объем и периодичность проведения контроля состояния и испытаний ИМ для обеспечения их работоспособности в процессе эксплуатации и их соответствие нормативным требованиям;

- информацию о пусконаладочных работах с ИМ, включая перечень программ их испытаний, показывающую достаточность предпусковых испытаний ИМ для обоснования безопасности эксплуатации РУ, и перечень мер по предотвращению аварий при проведении испытаний.

10.2.9.6 Привести анализ проекта при нормальном функционировании ИМ, функционировании при отказах, дать обоснование проекта и его оценку.

а) Представить следующую информацию для режима нормального функционирования:

- описание функционирования ИМ при нормальной эксплуатации РУ, включая переходные режимы при плановых пусках, изменениях мощности и остановах;

- описание состояния ИМ, их взаимодействие в процессе выполнения требуемых функций;

- требования к надежности и безопасности, предъявляемые к взаимодействующим с ИМ системам и оборудованию, важным для безопасности;

- описание функционирования при отказах ИМ и систем оборудования и характеристику предусмотренных проектом мер по обеспечению функционирования ИМ при этих отказах.

б) О функционировании при отказах приводить:

- анализ последствий отказов ИМ, включая отказы вследствие ошибок работников;

- описание и обоснование достаточности мер по предотвращению возможности отказов ИМ по общей причине, включая внешние и внутренние воздействия и отказы систем и оборудования;

- качественную и количественную (при необходимости) оценку последствий отказов, в том числе характеристику изменения основных параметров РУ, влияющих на безопасность;

- перечень отказов ИМ, являющихся исходными событиями нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, требующих дополнительного анализа в соответствующем разделе отчета о проведении анализа безопасности РУ.

в) При обосновании проекта показывать, что ИМ соответствуют нормативной документации по безопасности, апробированы в процессе эксплуатации реакторов ВВЭР или испытаны в условиях, близких к требуемым, обоснованы научно-исследовательскими и опытно-конструкторскими работами.

г) Представлять оценку соответствия проекта ИМ требованиям ТНПА.

10.2.10 Корпус реактора

10.2.10.1 При описании назначения и проектных основ приводить:

- информацию о назначении и функциях корпуса реактора;

- классификацию корпуса реактора по влиянию на безопасность и по сейсмостойкости;

- нормативные основы проекта;

- критерии, принципы и проектные пределы, положенные в основу проекта корпуса реактора, для нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

- перечень отказов корпуса реактора, учитываемый при анализе безопасности АЭС.

10.2.10.2 В описании конструкции представлять:

- описание конструкции корпуса реактора с выделением отдельных, выполняющих самостоятельные функции элементов, включая устройства контроля, крепления, герметизации;

- чертежи и схемы, иллюстрирующие конструкцию;

- основные технические характеристики корпуса реактора.

10.2.10.3 Представлять перечень ТНПА, регламентирующих требования к применяемым материалам, и сведения о марках и свойствах сталей корпуса реактора, обоснование их способности работать в течение срока службы РУ в водной среде при проектных значениях температур, изменениях температур и радиационных воздействиях, соответствующих нормальной эксплуатации РУ, нарушениям нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

10.2.10.4 При предоставлении информации об управлении и контроле приводить:

- методы, средства, объем и периодичность проведения контроля состояния металла корпуса реактора для обеспечения его работоспособности в процессе эксплуатации и их соответствие нормативным требованиям, результаты определения НДС материала корпуса в период пуска-наладки РУ.

10.2.10.5 По испытаниям, проверкам и контролю состояния металла представлять информацию:

- об испытаниях заготовок корпуса реактора при изготовлении;

- о входном контроле состояния корпуса реактора или его составных частей перед монтажом;

- о контроле в процессе монтажа;

- об испытаниях на прочность, герметичность, устойчивость после монтажа.

10.2.10.6 В анализе проекта должна содержаться следующая информация.

а) Для режима нормального функционирования необходимо приводить:

- описание функционирования корпуса реактора при нормальной эксплуатации во всех режимах, предусмотренных регламентом эксплуатации для любого возможного сочетания нагрузок (тепловых, циклических, сейсмических, ударных, вибрационных, радиационных, коррозийных и т.д.);

- анализ возможных отказов элементов корпуса реактора с оценкой их последствий на основе ВАБ;

- соответствие предъявляемым требованиям механических, прочностных и надежностных характеристик корпуса реактора во всех режимах функционирования.

б) Представлять следующие данные о функционировании при отказах:

- анализ последствий отказов корпуса реактора или его элементов;

- перечень отказов корпуса реактора, являющихся исходными событиями нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий, требующих дополнительного анализа в соответствующем разделе, освещающем анализ безопасности РУ.

в) При обосновании проекта показывать соответствие корпуса реактора требованиям ТНПА, использование основных конструктивных решений, опыт изготовления, монтажа, испытаний и эксплуатации корпусов аналогичных действующих установок, а обоснование проекта документацией или отчетами, выпущенными при выполнении НИР и ОКР.

г) Для корпуса реактора приводить пределы безопасной эксплуатации:

- по давлению;

- по температуре;

- по облучению;

- по прочности.

д) По техническому обслуживанию и ремонтопригодности приводить информацию о техническом обслуживании и ремонте корпуса реактора и краткое описание технологии ремонтных работ.

е) Представлять информацию об анализе надежности и расчетном значении вероятности отказа корпуса реактора.

Должны представляться распределения потока и флюенса нейтронов на границах активной зоны и на стенках корпуса реактора в зависимости от срока эксплуатации реактора.

При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, должна дополнительно обосновываться радиационная стойкость корпуса реактора и сформулированы ограничения по флюенсу быстрых нейтронов на корпусе реактора и внутрикорпусных конструкциях.

ж) Для представления данных по управлению и контролю использовать информацию, приведенную в 10.2.2.

Приводить перечень точек контроля и информацию о диагностических системах.

и) Представлять оценку соответствия проекта корпуса реактора требованиям ТНПА и принципам безопасности и обоснованности принятия проектных решений.

11 Первый контур и связанные с ним системы

Область применения данного раздела касается аспектов безопасности функционирования первого контура и сохранения его целостности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и после постулированных исходных событий, не связанных с разгерметизацией первого контура. Герметичный первый контур представляет собой следующий за оболочкой твэла барьер, ограничивающий распространение радиоактивных веществ при авариях.

Информация должна гарантировать, что включенные в ООБ АЭС результаты анализов безопасности правильны, достаточно полны, и все необходимые анализы безопасности выполнены.

Должны приводиться ссылки на информацию, включенную в другие разделы, если она имеет отношение к первому контуру.

Должен также представляться перечень действующих документов технического проекта, на основе которых был написан настоящий раздел.

В разделе должна представляться информация об элементах первого контура и связанных с ним системах.

Первый контур представляет собой комплекс оборудования и связывающих его трубопроводов вместе с системой компенсации давления, по которому циркулирует теплоноситель через активную зону под рабочим давлением.

В данном разделе должны рассматриваться следующие элементы и системы, входящие в состав первого контура:

а) главный циркуляционный контур, который переносит тепло от реактора к парогенераторам и включает в себя, как правило:

- корпус реактора с верхним блоком и уплотнением;

- главные циркуляционные насосы;

- парогенераторы;

- трубопроводы ГЦК (трубопроводы, соединяющие перечисленные элементы);

б) системы (или части систем), связанные с ГЦК, в пределах границы давления первого контура, состоящие из систем, обеспечивающих нормальное функционирование ГЦК, и вспомогательных систем.

Системы, обеспечивающие нормальное функционирование ГЦК:

- система компенсации давления (система поддержания давления);

- система (системы) аварийного охлаждения реактора;

- система очистки теплоносителя.

Вспомогательные системы:

- система подпитки и продувки первого контура;

- система дренажей и воздушников, линии заполнения;

- импульсные линии и линии отбора проб;

в) арматура первого контура;

г) узлы крепления.

Поскольку для различных типов АЭС количество элементов первого контура и связанных с ним систем может отличаться, Заявитель сам должен определять полный набор этих элементов и систем в зависимости от особенностей проекта.

Граница первого контура включает в себя первый пассивный барьер, например, стенку трубы (включая парогенератор со стороны теплоносителя первого контура) и вторую запорную арматуру со стороны активной зоны на любом связанном с ГЦК трубопроводе, который содержит теплоноситель и может находиться под давлением первого контура.

Страницы: | Стр. 1 | Стр. 2 | Стр. 3 | Стр. 4 | Стр. 5 | Стр. 6 | Стр. 7 | Стр. 8 | Стр. 9 | Стр. 10 | Стр. 11 |

dokumenty archiwalne Папярэдні | Наступны