РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
ПОД ДАВЛЕНИЕМ

ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ

ГОСТ 24722-81

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССРПО СТАНДАРТАМ
Москва

ГОСУДАРСТВЕННЫЙСТАНДАРТ СОЮЗА ССР

ПостановлениемГосударственного комитета СССР по стандартам от 30 апреля 1981 г. № 2216 срокдействия установлен

с 01.07. 1982 г.

до 01.07. 1987 г.

Несоблюдение стандартапреследуется по закону

Настоящий стандартраспространяется на ядерные энергетические корпусные реакторы с водой поддавлением (ВВЭР), предназначенные для работы на атомных электростанциях (АЭС) иатомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ).

Стандарт не распространяетсяна реакторы типа ВВЭР, предназначенные для работы на атомных станцияхтеплоснабжения (ACT) и на опытные и исследовательские реакторы, а такжереакторы, предназначенные для использования на нестационарных установках.

1. ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ

1.1. Основные параметры

1.1.1. Основные параметры реакторов типа ВВЭР - по ГОСТ 21514-76.

1.2. Требования к конструкции

1.2.1. Реакторы типа ВВЭР (далее реакторы) должны изготовляться всоответствии с требованиями настоящего стандарта, а также требованиям «Правилустройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций,опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденныхГосгортехнадзором СССР и Государственным комитетом по использованию атомнойэнергии СССР (ГКАЭ СССР), «Общих положений обеспечения безопасности атомныхстанций при проектировании, сооружении и эксплуатации», утвержденныхМинистерством энергетики и электрификации СССР, Минздравом СССР,Госгортехнадзором СССР и согласованных с Госстроем СССР, «Правил ядернойбезопасности атомных электростанций», утвержденных Госатомнадзором СССР,«Первоочередных изменений и дополненийв «Общие положения безопасности атомных станций при проектировании, сооружениии эксплуатации» (ОПБ-82), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР,Минатомэнерго СССР, ГКАЭ СССР, Минздравом СССР и ГО СССР, «Первоочередныхизменений и дополнений «Правил ядерной безопасности атомных электростанций»(ПБЯ-04-74), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, Минатомэнерго СССР и ГКАЭСССР, «Норм проектирования сейсмостойких атомных станций», утвержденныхГосатомэнергонадзором СССР, «Норм расчета на прочность оборудования итрубопроводов атомных энергетических установок», утвержденных ГКЛЭ СССР иГосатомэнергонадзором СССР, «Санитарных правил проектирования и эксплуатацииАЭС», утвержденных ГКАЭ СССР, Министерством энергетики и электрификации СССР иМинздравом СССР, и технических условий (ТУ) на конкретный реактор.

1.2.2. Реакторы должны иметь следующие основные составные части:

корпус с крышкой иустройствами для размещения исполнительных механизмов системы управления изащиты (СУЗ);

активную зону с устройствамидля размещения и дистанционирования топлива;

исполнительные механизмы СУЗ;

устройство воздействия нараспределение потоков теплоносителя и снижения флюенса нейтронов на корпус;

устройства для размещениядетекторов и детекторы системы внутриреакторного контроля (ВРК);

электрооборудование СУЗ исистемы ВРК в пределах шахты;

устройства для исследованиясостояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытийнеразрушающими методами в процессе эксплуатации;

устройства для диагностикиреактора.

Определение составных частейреактора - по ГОСТ 23082-78 и ГОСТ17137-87.

1.2.3. Составные части реакторов должны иметь весогабаритные характеристики,позволяющие транспортирование их железнодорожным, автомобильным или воднымтранспортом и смешанным способом. Весогабаритные характеристики определяютконструктивными показателями: максимальным диаметром реактора, высотойреактора, массой сухого реактора, эквивалентным диаметром активной зоны,высотой активной зоны, которые определяются в ходе проектирования конкретногореактора из условия обеспечения проектной тепловой мощности.

Вид транспорта долженустанавливаться нормативно-технической документацией на конкретный реактор.

1.2.1. - 1.2.3. (Новая редакция, Изм. № 2).

1.2.4. Реакторы должны иметь извлекаемую конструкцию всех внутрикорпусныхустройств.

1.2.5. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность разборки иизвлечения активной зоны после любой аварии, рассмотренной в проекте, разборка и извлечение активной зоны должны быть максимально сокращены вовремени за счет разработки и внедрения специальных устройств (креплений) идругих возможных конструктивных решений и применения робототехники, отвечающейтребованиям ядерной, радиационной и экологической безопасности.

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.2.5а. Конструкция реактора должна обеспечивать в рабочем состоянии величинупротечек теплоносителя с входа на выход реактора (мимо активной зоны) не более5 % от общего расхода через активную зону.

(Введен дополнительно, Изм. № 1).

1.2.6. Патрубки реакторов должны располагаться по высоте корпуса так, чтобыпри сливе теплоносителя из полости присоединяемых к ним трубопроводов верхнийуровень теплоносителя в реакторе оставался выше верхней отметки активной зонына значение, обусловленное данными физических, теплотехнических расчетов иконструктивными характеристиками активной зоны.

(Измененная редакция, Изм. № 2).

Число патрубков главных циркуляционныхпетель является конструктивным показателем и должно определяться мощностьюпетель.

(Введен дополнительно, Изм. № 2).

1.2.7. Конструкция и расположение опор корпуса реактора должны предотвращатьповорот вокруг вертикальной оси и наклон корпуса относительно исходногосостояния после окончания монтажных работ и в процессе эксплуатации и не должныпрепятствовать вертикальным перемещениям корпуса от температурных расширенийотносительно неподвижной опорной поверхности. При завершении монтажа корпуса реакторадолжен быть обеспечен проектный уклон главного разъема на диаметреуплотнительных прокладок.

В процессе пусконаладочныхработ и эксплуатации, вследствие изменения положения фундаментной плитыреакторного отделения и строительных конструкций, допускается максимальныйуклон поверхности главного разъема корпуса реактора 1/2000.

(Новая редакция, Изм. № 2).

1.2.8. Реакторы должны иметь устройства для подачи воды от системыаварийного охлаждения активной зоны в верхнюю и нижнюю камеры смешенияреактора.

1.2.9. Внутренние поверхности корпуса и крышки должны иметь антикоррозионноепокрытие, сохраняющее свои свойства при рабочих параметрах среды в течениевсего срока службы реактора.

1.2.10. Шероховатость поверхностей оборудования реактора, контактирующих с теплоносителем,должна быть не хуже Rz20 или соответствоватьсогласованным с заинтересованными организациями образцам.

1.2.11. Активная зона, внутрикорпусные устройства и рабочие органы СУЗ должныбыть спроектированы так, чтобы во всех нормальных иаварийных режимах исключалась возможность непредусмотренного проектом иприводящего к увеличению реактивности перемещения компонентов активной зоны.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2.12. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность контроляплотности главного разъема и исключение разгерметизации узла уплотнения как принормальной эксплуатации, так и при достижении предусмотренных проектомаварийных значений давления воды в реакторе и скоростей изменения температуры вэлементах корпуса и главного разъема (за исключением режимов, связанных сразрывами трубопроводов 1-го контура, приводящих к некомпенсируемым течам).

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2.13. Реакторы должны иметь конструкцию, предусматривающую возможностьразмещения образцов-свидетелей основного металла корпуса и его сварныхсоединений в соответствии с требованиями «Правил устройства и безопаснойэксплуатации».

1.2.14. Реакторы должны иметь конструкцию, допускающую возможность проведенияконтроля состояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионныхпокрытий, и должны быть оснащены средствами для проведения указанного контроля.Порядок, методы и объем контроля начального качества и состояния в процессеэксплуатации - основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытийкаждой из основных составных частей реактора устанавливают в соответствии стребованиями «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭСопытных и исследовательских ядерных реакторов и установок.

(Новая редакция, Изм. № 1).

1.2.15. Реакторы должны быть оснащены устройствами, обеспечивающимивнутриреакторный контроль за температурой на выходе из тепловыделяющих сборок(ТВС) активной зоны и распределением энерговыделения по объему активной зоны.

1.2.15а. Номинальная тепловая мощность реактора должна определятьсяспособностью длительно обеспечивать проектную нагрузку в единицу времени. Привыборе номинальной тепловой мощности необходимо стремиться к максимальномуудовлетворению технико-экономических требований.

(Введен дополнительно, Изм. № 2).

1.2.15б. Средняя скорость теплоносителя в активной зоне, характеризующаяинтенсивность теплосъема, должна выбираться таким образом, чтобы обеспечитьнадежный отвод тепла активной зоны с учетом выполнения требований квибропрочности, гидродинамике и эррозионному износу циркуляционного тракта иего элементов.

(Введен дополнительно, Изм. № 2).

1.2.16. Реакторы должны иметь конструкцию, обеспечивающую возможностьконтроля в процессе изготовления, испытания и эксплуатации размеров,установленных в ТУ на конкретные реакторы, а также контроля в процессеиспытания и эксплуатации следующих параметров:

давления на выходе изактивной зоны;

перепада давления нареакторе;

уровня теплоносителя вреакторе;

концентрации растворенногопоглотителя в воде;

температуры наружной поверхностистенки корпуса реактора;

температуры чехлов приводовСУЗ.

Погрешность методов измеренияпараметров должна соответствовать требованиям технических условий на конкретныйреактор.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2.17. Конструкторская и технологическая документация на реакторы должнаподвергаться в установленном порядке метрологическом экспертизе.

1.2.18. Уровни стандартизации и унификации реакторов должны быть оптимальнымии устанавливаться в техническом задании на разработку конкретных проектов.

Уровни стандартизации иунификации должны определяться коэффициентом межпроектной унификации (К_му),коэффициентом применяемости (К_пр) и коэффициентом повторяемости (К_п).

1.2.19. Внутрикорпусные устройства (ВКУ) реактора должны проходить контрольнуюсборку в собственном корпусе реактора с окончательной установкой шпонок ВКУ напредприятии-изготовителе.

(Введен дополнительно, Изм. № 1).

1.3. Требования по устойчивости квнешним воздействиям

1.3.1. Реакторы должны быть устойчивы к внешним воздействиям при транспортированиии хранении, для чего оборудование реакторов должно быть законсервировано,защищено покрытиями и упаковано.

Должны быть предусмотренымеры, обеспечивающие сохранность геометрических форм оборудования. Специальныетребования к метеорологическим условиям хранения, требования к складскимпомещениям и специальные требования хранения должны быть указаны внормативно-технической документации на конкретное оборудование, утвержденной вустановленном порядке.

1.3.2. Выбор лакокрасочных покрытий, средств и методов консервации долженопределяться конструктивными особенностями и материалами оборудования,требованиями монтажа, условиями транспортирования, хранения, условиямипоследующей эксплуатации и должен производиться в соответствии с ГОСТ 9.014-78 , ГОСТ 9.104-79 , ГОСТ 9.401 -79.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.3.3. Лакокрасочные покрытия и средства консервации должны обеспечиватьсохраняемость оборудования реактора при транспортировании и хранении на срок,предусмотренный техническими условиями на поставку оборудования.

(Новая редакция, Изм. № 2).

1.3.4. Средства консервации не должны влиять на эксплуатационный водныйрежим реактора.

1.3.5. Реакторы должны быть устойчивы к воздействию среды в герметичныхприреакторных помещениях. Параметры среды (температура, давление, относительнаявлажность, уровень радиации) должны быть приведены в ТУ на конкретный реактор.

1.3.6. Реакторы, предназначенные для поставки в районы с сейсмоактивнойплощадкой строительства АЭС, должны отвечать следующим требованиям:

при землетрясенииинтенсивностью меньше предусмотренного проектом реактор должен обеспечивать нормальноефункционирование без остановки;

при землетрясенииинтенсивностью, равной проектному значению, вплоть до максимального расчетногоземлетрясения, должны быть обеспечены безопасная остановка и расхолаживаниереактора.

1.3.7. Конструкция реактора, трубопроводов и оборудования 1-го контура должнаобеспечивать сейсмостойкость и вибропрочность во всех режимах, предусмотренныхпроектом.

(Новая редакция, Изм. № 2).

1.3.8. Применение предусмотренных средств пожаротушения не должно вызыватьхрупкого разрушения реактора, оборудования и трубопроводов, а также егоциркуляционных петель и систем. При пожаротушении не допускается попадание водыили борного раствора с концентрацией, ниже установленной, в реактор и егосистемы.

(Введен дополнительно, Изм. № 2).

1.4. Требования к надежности

1.4.1. Реакторы должны иметь назначенный срок службы не менее 30 лет.

Допускается заменабыстроизнашивающихся деталей и узлов.

1.4.2. Заменяемые в процессе эксплуатации детали и узлы должныпроектироваться с назначенными ресурсами, при которых не требовалась бывнеплановая остановка АЭС для их замены.

1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000ч.

(Новая редакция, Изм. № 2).

1.4.4. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы путем проведениятехнического обслуживания, неразрушающего контроля и ремонтов имелась возможностьпредупреждения, обнаружения, установления причин возникновения и последующегоустранения отказов, повреждений и неисправностей.

Среднее время восстановленияработоспособности состояния должно быть не более 200 ч.

Средняя оперативнаяпродолжительность технического обслуживания при частичных перегрузках топлива -не более 30 сут.

Средняя оперативнаяпродолжительность технического обслуживания при полной выгрузке активной зоны -не более 60 сут.

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.4.5. Запас по назначенному сроку службы корпуса реактора определяют припроектировании.

(Введен дополнительно,Изм. № 2).

1.4.6. Коэффициент готовности определяется средней наработкой на отказ исредним временем восстановления и должен быть не менее 0,972.

(Введен дополнительно,Изм. № 2).

1.4.7. Коэффициент технического использования определяется отношениемматематического ожидания интервалов времени пребывания объекта вработоспособном состоянии за конкретный период эксплуатации к суммематематических ожиданий интервалов времени пребывания реактора вработоспособном состоянии, простоев, обусловленных техническим обслуживанием, иремонтов за тот же период эксплуатации и должен быть не менее 0,86.

(Введен дополнительно,Изм. № 2).

1.5. Эксплуатационные требования

1.5.1. В качестве максимальной аварии в проекте реактора долженрассматриваться мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционноготрубопровода с двухсторонним истечением теплоносителя в сочетании с режимомполного обесточивания АЭС. Для реакторов, предназначенных к поставке в районы ссейсмоактивной площадкой строительства АЭС, в качестве максимальной авариидолжна рассматриваться указанная авария одновременно с максимальным расчетнымземлетрясением.

1.5.2. Реакторы должны иметь маневренные характеристики, обеспечивающиеработу энергоблока во всех режимах, предусмотренных проектом энергоблока.

Допустимую скорость изменениятепловой мощности (набор нагрузки, снижение нагрузки) проектируют с учетомтребований по маневренности, а также требований, предъявляемых к условиям работытоплива.

Проектом должна бытьпредусмотрена система воздействия на реактивность, относящаяся к системамнормальной эксплуатации и предназначенная для управления реактором.

(Новая редакция, Изм. № 2).

1.5.3. Реакторы должны допускать работу в течение всего назначенного срокаслужбы при изменении расхода теплоносителя, возникающем при колебании частоты вэлектросети в интервале 48,5-50,5 Гц (для насосов с электроприводом).

(Новая редакция, Изм. № 1).

1.5.4. Реакторы должны обеспечивать работу энергоблока без срабатыванияаварийной защиты при обесточивании всех главных циркуляционных насосов на времяне более 3 с (для насосов с электроприводом).

1.5.5. Реакторы должны допускать разогрев со скоростью 20 °С в час.

1.5.6. Реакторы должны допускать плановое расхолаживание со скоростью 30 °Св час.

1.5.7. Реакторы должны обеспечивать выработку в течение календарного годаэнергии, соответствующей энергии, производимой в течение не менее 7000 ч работына номинальной мощности.

1.5.8. Реактор должен допускать аварийное ускоренное расхолаживание соскоростью до 60 °С/ч.

(Введен дополнительно, Изм. № 1).

1.5.9. Реактор и его оборудование должны предусматривать возможностьвыполнения неразрушающими методами исследования свойств металла до пуска вэксплуатацию, а также при проведении периодического и внеочередного контроля всоответствии с «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудованияАЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденныхГосгортехнадзором СССР, Государственным комитетом по использованию атомнойэнергии СССР.

(Введен дополнительно, Изм. № 1).

1.5.10. Средняя оперативная трудоемкость технического обслуживанияопределяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости и техническогообслуживания данного вида за определенный период эксплуатации или наработку идолжна указываться в технических условиях на реактор.

1.5.11. Средняя оперативная трудоемкость планового ремонта определяетсяматематическим ожиданием оперативной трудоемкости планового ремонта заопределенный период эксплуатации или наработку и должна указываться втехнических условиях на реактор.

1.5.12. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы имелся доступ котдельным составным частям во время плановых остановок и ремонтов для демонтажасоставных частей. Реактор должен быть приспособлен к сборке и разборке идоступен для метрологического контроля.

1.5.13. Конструкция должна исключать возможность неправильного подключениякабелей и других ошибок обслуживающего персонала во время техобслуживания иремонта.

1.5.14. Замена оборудования при снятии реактора с эксплуатации должнапроизводиться с применением специальных устройств, обеспечивающих снижениедозозатрат до минимального возможного уровня.

1.5.10.-1.5.14. (Введены дополнительно, Изм. №2).

1.6. Требования к конструкционнымматериалам

1.6.1. Материалы, применяемые для изготовления реакторов, должныудовлетворять требованиям «Правил устройства и безопасной эксплуатацииоборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерныхреакторов и установок» и настоящего стандарта.

1.6.2. Критическая температура хрупкости и температурная зависимостьвязкости разрушения основных материалов и сварных соединений должныобеспечивать прочность в соответствии с требованиями «Норм расчета на прочностьоборудования и трубопроводов атомных энергетических установок».

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.6.3. Материалы, применяемые для изготовления элементов реактора,контактирующих с водой 1-го контура, должны быть стойкими к коррозии.

Скорость общей коррозиинержавеющих сталей (в том числе антикоррозионных покрытий) в 1-м контуре врабочих условиях не должна превышать 0,002 мм/год.

1.6.4. Сварочные материалы и сварочные соединения должны соответствоватьтребованиям «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомныхэнергетических установок», «Основных положений по сварке и наплавке узлов иконструкций оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов иустановок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, и «Правил контроля сварныхсоединений и наплавки узлов и конструкций оборудования АЭС, опытных иисследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденныхГосгортехнадзором СССР.

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.6.5. Материалы должны быть стойки к растворам, применяемым придезактивации.

1.7. Требования к ядерному топливу

1.7.1. При использовании в качестве ядерного топлива в реакторах типа ВВЭРурана слабого обогащения, он может применяться в виде брикетов из двуокисиурана, спресованных в таблетки или стержни, из которых набирают сердечникитепловыделяющих элементов (твелов).

(Новая редакция, Изм. № 2).

1.7.2. Обогащение урана сердечников твэлов изотопом U²³⁵ (в % по массе) должновыбираться из регламентированных рядов, установленных в нормативно-техническойдокументации, утвержденной в установленном порядке.

1.7.3. Масса и обогащение ядерного топлива в активной зоне реактора должныобеспечить выработку энергии ядерного деления топлива, необходимой дляобеспечения работы реакторной установки на номинальной мощности в течениезаданного проектом времени.

(Введен дополнительно, Изм. № 2).

2. ТРЕБОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

2.1. Требования ядерной безопасности

2.1.1. Реакторы должны соответствовать требованиям «Общих положенийобеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительствеи эксплуатации», утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР,ГКАЭ СССР и согласованных Минздравом СССР, «Правил устройства и безопаснойэксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов иустановок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, ГКАЭ СССР, «Правил ядернойбезопасности атомных электростанций», «Норм расчета на прочность оборудования итрубопроводов атомных энергетических установок», «Первоочередных изменений идополнений в «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций припроектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), «Первоочередных измененийи дополнений «Правил ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74),«Норм проектирования сейсмостойких атомных станций» и «Санитарных правилпроектирования и эксплуатации АЭС».

(Новая редакция, Изм. № 2).

2.1.2. Проектом должна быть предусмотрена независимая система аварийнойостановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии, относящаяся кзащитным системам безопасности. Для атомных станций допускается многоцелевоеиспользование систем воздействия на реактивность, если совмещение функций неприводит к нарушению требований обеспечения безопасности.

В системах аварийнойостановки реактора желательно применение пассивных устройств.

Аварийная остановка реакторане должна зависеть от наличия внешних источников энергии.

(Новая редакция, Изм. № 2).

2.1.3. Эффективность и быстродействие системы аварийной остановки реакторадолжны быть достаточны для подавления положительной реактивности, возникающей ирезультате проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетанияэффектов реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальнойэксплуатации и авариях и ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим кнедопустимому повреждению твелов.

(Новая редакция, Изм. № 2).

2.2. Требования радиационнойбезопасности

2.2.1. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальной работереакторной установки облучение персонала, обслуживающего реактор, не превышаловеличин, регламентированных «Нормами радиационной безопасности НРБ-76»,утвержденными Главным Государственным санитарным врачом СССР.

2.2.2. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальнойэксплуатации на протяжении их проектного срока службы не превышался первыйпроектный предел повреждения, твэлов и выполнялись требования ОПБ-82 к реакторуи реакторной установке по обеспечению проектного предела повреждения твэлов приразгерметизации первого контура.

Во всех случаях должна бытьобеспечена возможность выгрузки активнойзоны после максимальнойпроектной аварии (МПА).

(Измененная редакция, Изм. № 1).

2.2.3. Проектирование реактора должно быть основано на использованиитехнологии, гарантирующей радиационную безопасность населения, проживающего наприлегающей территории, в соответствии с «Санитарными правилами проектированияи эксплуатации АЭС».

(Введен дополнительно, Изм. № 2).

2.3. Требования общепромышленной безопасности

Устройство, обслуживание иремонт ядерного реактора и его компонентов должны отвечать требованиям «Нормрадиационной безопасности», «Правил устройства и безопасной эксплуатацииоборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок»,«Правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей» и«Правил технической эксплуатации электроустановок потребителей», утвержденныхГосэнергонадзором.

СОДЕРЖАНИЕ