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
внутриреакторного контроля
Nuclear
power vessel-encapsulated pressurized-water
reactors. General requirements for in-core reactor
monitoring system
|
ГОСТ
26635-85
|
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 п. 3, передачи информации в
управляющую вычислительную систему энергоблока АС, определения метрологических
характеристик системы и диагностики состояния технических средств системы в
целях выявления элементов, подлежащих замене в период эксплуатации.
10. Для метрологического
обеспечения системы ВРК в технической документации разработчика должны
содержаться:
методики аттестации и поверки аппаратуры
ВРК;
методики аттестации первичных
измерительных преобразователей;
состав прецизионной поверочной аппаратуры;
алгоритмы проверки
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 проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), утвержденных
Госкомитетом по использованию атомной энергии СССР, Минэнерго СССР, Минздравом
СССР, Госгортехнадзором СССР, «Санитарных правил проектирования и эксплуатации
атомных электростанций СП АЭС-79» и «Основных санитарных правил работы с
радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» (ОСП-72/80)», утвержденных Минздравом СССР, «Правил
технической эксплуатации электроустановок потребителей» и «Правил техники безопасности при эксплуатации
электроустановок потребителей», утвержденных Госэнергонадзором СССР,
«Правил ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74), утвержденных
Госатомнадзором СССР.
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
|
