-32300: transport error - HTTP status code was not 200

СССР
Государственный стандарт от 01 января 1987 года № ГОСТ 26635-85

ГОСТ 26635-85 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля

Принят
Государственным комитетом СССР по стандартам
25 октября 1985 года
    ГОСТ 26635-85
    Группа Ф67
    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
    ОКП 69 3111
    Дата введения 1987-01-01
    Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 октября 1985 г. N 3430 срок введения установлен с 01.01.87
    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 ВРК.
    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 функционирования 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**.

    ______________
    * На территории Российской Федерации действуют ПР 50.2.009-94;
    ** На территории Российской Федерации действует ГОСТ Р 8.596-2002. - Примечание изготовителя базы данных.


    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 4·10 1
    Сигнализация 2·10 2
    Измерение, индикация и регистрация 1·10 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, % Температура теплоносителя, °С, в местах размещения: ±0,5
    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.

    _______________
    * На территории Российской Федерации действуют СП 2.6.1.799-99;
    ** На территории Российской Федерации действуют "Правила технической эксплуатации электроустановок потребителей", утвержденные приказом Минэнерго России от 13.01.2003 N 6.
    * На территории Российской Федерации действуют "Межотраслевые Правила по охране труда (правила безопасности) при эксплуатации электроустановок" (ПОТ Р М-016-2001, РД 153-34.0-03.150-00). - Примечание изготовителя базы данных.


    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 21933-76
    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