Исполнительные механизмы СУЗ

 

Содержание раздела должно основываться на разработанной проектной документации для ИМ СУЗ, распространяющихся на ИМ СУЗ требованиях НД, разработанных ПОК, опыте эксплуатации прототипных изделий, испытаниях опытных образцов и отчетах, выпущенных в ходе выполнения НИР и ОКР, и соответствовать приведенной ниже структуре.

 

4.2.9.1. Назначение и проектные основы

 

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.

 

4.2.9.2. Описание конструкции

 

Приводить:

 

- 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 расположения ИМ;

 

- основные технические характеристики ИМ;

 

- перечень систем и оборудования, влияющих на функционирование ИМ.

 

4.2.9.3. Материалы

 

Представлять сведения о марках и свойствах используемых в ИМ сталях и материалах 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.

 

4.2.9.4. Обеспечение качества

 

Давать ссылки на ПОК при разработке (конструировании), изготовлении, приемке и монтаже ИМ и перечислить основные требования, предусмотренные этими программами и НД, регламентирующими требования к обеспечению качества ИМ и их узлов.

 

4.2.9.5. Управление, контроль и испытания

 

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 пуско-наладочных работах с ИМ, включая перечень программ их испытаний, показывающих достаточность предпусковых испытаний ИМ для обоснования безопасности эксплуатации РУ, и перечень мер по предотвращению аварий при проведении испытаний.

 

4.2.9.6. Анализ проекта

 

4.2.9.6.1. Нормальное функционирование

 

Представлять:

 

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

 

- 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.

 

4.2.9.6.2. Функционирование 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, требующие дополнительного анализа в соответствующем разделе отчета о проведении анализа безопасности РУ.

 

4.2.9.6.3. Обоснование проекта

 

Показывать, что ИМ соответствуют НД по безопасности, апробированы в процессе эксплуатации реакторов ВВЭР или испытаны в условиях, близких к требуемым, обоснованы НИР и ОКР.

 

4.2.9.6.4. Оценка проекта

 

Представлять оценку соответствия проекта ИМ требованиям НД.

 

Корпус реактора

 

4.2.10.1. Назначение и проектные основы

 

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 АС.

 

4.2.10.2. Описание 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.

 

4.2.10.3. Материалы

 

Представлять перечень НД, 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.

 

4.2.10.4. Управление и контроль

 

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.

 

4.2.10.5. Испытания, проверки и контроль 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.

 

4.2.10.6. Анализ проекта

 

4.2.10.6.1. Нормальное функционирование

 

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.

 

4.2.10.6.2. Функционирование при отказах

 

Представлять:

 

- 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.

 

4.2.10.6.3. Обоснование проекта

 

Показывать соответствие корпуса реактора нормативным требованиям, 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.

 

4.2.10.6.4. Пределы безопасной эксплуатации

 

Для корпуса реактора приводить пределы:

 

- по давлению;

 

- по температуре;

 

- по облучению;

 

- по прочности.

 

4.2.10.6.5. Техническое обслуживание и ремонтопригодность

 

Приводить информацию о техническом обслуживании и ремонте корпуса реактора и краткое описание технологии ремонтных работ.

 

4.2.10.6.6. Анализ надежности корпуса реактора.

 

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.

 

4.2.10.6.7. Управление и контроль

 

Использовать информацию, приведенную в пункте 4.2.2.

 

Приводить перечень точек контроля и информацию о диагностических системах.

 

4.2.10.6.8. Оценка проекта

 

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

 

ГЛАВА 9. ВСПОМОГАТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ ЭНЕРГОБЛОКА

9.1. Комплекс систем хранения и обращения с ЯТ

Во вводной части подраздела приводить состав комплекса, в том числе следующие системы:

 

1. Систему хранения и обращения со свежим (необлученным) ЯТ.

 

2. Систему перегрузки активной зоны.

 

3. Систему обращения с ОЯТ, состоящую из:

 

- системы приреакторного хранения ОЯТ;

 

- системы хранения ОЯТ в хранилище, расположенном вне реакторного зала в специально построенном для этой цели БВ;

 

- защитной камеры (при наличии).

 

Излагать вопросы транспортирования ЯТ по территории АС, начиная с приема транспортного средства со свежим топливом и заканчивая приемом (отправкой) ОЯТ.

 

Представлять организацию учета и контроля ЯТ на блоке АС.