ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР
РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМЕ ГОСТ 26635-85
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ Москва
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР
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
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
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
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.
ПРИЛОЖЕНИЕСправочное ПОЯСНЕНИЯ ТЕРМИНОВ, ПРИМЕНЯЕМЫХ В СТАНДАРТЕ
|