— Все документы — Нормативные документы по надзору в области строительства — Нормативные документы по атомному надзору — ПНАЭ Г-5-020-90 ПРАВИЛА УСТРОЙСТВА И ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ И ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА К КОНЕЧНОМУ ПОГЛОТИТЕЛЮ

ПНАЭ Г-5-020-90 ПРАВИЛА УСТРОЙСТВА И ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ И ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА К КОНЕЧНОМУ ПОГЛОТИТЕЛЮ

ПНАЭ Г-5-020-90 ПРАВИЛА УСТРОЙСТВА И ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ И ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА К КОНЕЧНОМУ ПОГЛОТИТЕЛЮ

ГОСПРОМАТОМНАДЗОР СССР

ПРАВИЛА УСТРОЙСТВА И ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ И ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА К КОНЕЧНОМУ ПОГЛОТИТЕЛЮ

ПНАЭ Г-5-020-90

Москва 1991

Государственный комитет СССР
по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике

УТВЕРЖДЕНЫ

постановлением
Госпроматомнадзора СССР

от 04.05.90 № 3

ПРАВИЛА УСТРОЙСТВА И ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ И ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА К КОНЕЧНОМУ ПОГЛОТИТЕЛЮ

ПНАЭ Г-5-020-90

Москва 1991

Обязательны для всех министерств, ведомств, объединений, организаций и предприятий, осуществляющих работы по созданию и эксплуатации атомных станций.

Дата введения 01.04.91

Исполнители: Ю.М. Ашурко, Е.В. Барамыков, Е.Г. Бочаров, И.И. Гущин, В.В. Дубровский, В.А. Силин, В.П. Слуцкер

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АС - атомная станция

АСТ - атомная станция теплоснабжения

БН - реактор на быстрых нейтронах

БРУ - быстродействующая редукционная установка

БЩУ - блочный щит управления

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

МКУ - минимальный, контролируемый уровень мощности

ОПБ-88 - Общие положения обеспечения безопасности атомных станций

РБМК - реактор большой мощности канальный

РУ - реакторная установка

РЩУ - реакторный щит управления

Твэл - тепловыделяющий элемент

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Администрация (административное руководство) АС - руководители и другие должностные лица, которые наделены правами, обязанностями и ответственностью за эксплуатацию АС (см.ОПБ-88).

2. Ядерная авария - авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная:

нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора;

образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок твэлов;

нарушением теплоотвода от твэлов (см. ОПБ-88).

3. Конечное состояние - установившееся, контролируемое состояние систем и элементов АС после аварии (см. ОПБ-88).

4. Внутренняя самозащищенность РУ - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов (см.ОПБ-88).

5. Барьеры РУ - физические барьеры, обеспечивающие возможность последовательного удержания радиоактивных веществ в пределах границ РУ.

Этими барьерами являются топливо, оболочка твэла и граница контура охлаждения реактора.

6. Начало авария (ядерной) - момент времени, когда начинаются необратимые изменения любого из барьеров РУ, приводящие к аварии.

7. Период аварии - время, в течение которого АС с использованием систем безопасности и систем нормальной эксплуатации приводится в конечное состояние.

8. Аварийное охлаждение - процесс, требующий работы систем аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю для предотвращения повреждения твэлов выше установленных проектных пределов.

9. Послеаварийный период - период времени, наступающий после аварии, в течение которого продолжают функционировать системы безопасности, направленные на ограничение последствий аварии.

10. Конечный поглотитель - водная среда или атмосферный воздух. Системы, выполняющие функции поглотителя тепла внутри самой АС (ледовый конденсатор, барботажное устройство и др.), не являются конечными поглотителями тепла.

11. Промежуточный контур - контур, служащий дополнительным барьером против проникновения радиоактивных веществ в окружающую среду при передаче тепла от РУ к конечному поглотителю.

12. Функциональные испытания - испытания, проводимые в целях определения значений показателей назначения объекта (системы или элемента) (см. ГОСТ 16504-81. Испытания и контроль качества продукции).

13. Комплексное испытание - испытание, проводимое для определения значений показателей назначения нескольких систем при их совместном функционировании.

14. Готовность к работе - состояние АС (системы), которое характеризуется возможностью АС (системы) в произвольный момент времени быть готовой к выполнению своей функции, кроме планируемых периодов, определяемых в проекте, в течение которых применение АС (системы) для выполнения своей функции по назначению не предусматривается, и начиная с этого момента выполнять ее в течение заданного времени.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Назначение и область применения

1.1.1. Настоящие Правила распространяются на системы и элементы, выполняющие функцию аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю на АС с водо-водяными, водо-графитовыми реакторами и реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

1.1.2. Настоящие Правила устанавливают требования к проектированию, конструированию, изготовлению, монтажу, испытаниям, эксплуатации и ремонту систем и элементов, выполняющих функции аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю, а также требования, определяемые исходя из назначения этих систем, к управляющей и обеспечивающим системам..

1.1.3. Правила разработаны с учетом требований ОПБ-88, Правил ядерной безопасности реакторной установки АС и других действующих в СССР нормативных документов. Правила конкретизируют требования ОПБ-88 в части проектирования, сооружения и эксплуатации систем, выполняющих функцию аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю.

1.1.4. Сроки и объем приведения в соответствие с настоящими Правилами действующих и строящихся АС устанавливаются эксплуатирующей организацией в каждом конкретном случае по согласованию с Госпроматомнадзором СССР.

1.2. Разрешение на проектирование (конструирование), изготовление, монтаж, испытания, эксплуатацию и ремонт

1.2.1. Порядок выдачи разрешения на право проектирования (конструирования), изготовления, монтажа, испытаний, эксплуатации и ремонта устанавливается документами (положениями, указаниями, инструкциями) Госпроматомнадзора СССР.

1.2.2. Проектирование, конструирование, изготовление, монтаж, испытания, эксплуатацию и ремонт элементов и систем должны выполнять предприятия, организации и объединения, располагающие квалифицированными кадрами, проектными, конструкторскими, технологическими и контрольными службами и всеми техническими средствами, необходимыми для качественного выполнения соответствующих работ, и имеющие разрешение органов Госпроматомнадзора СССР на право их выполнения.

1.3. Ответственность за нарушение Правил

1.3.1. Вся проектная (конструкторская) и эксплуатационная документация на системы и элементы, входящие в их состав, должна отвечать требованиям настоящих Правил и другой нормативно-технической документации (НТД). Указанная документация должна разрабатываться предприятиями и организациями, которым Госпроматомнадзор СССР предоставил право на проведение соответствующих работ.

1.3.2. За нарушение требований настоящих Правил при проектировании (конструировании) систем и элементов, входящих в их состав, несет ответственность проектная (конструкторская) организация.

1.3.3. За нарушение требований настоящих Правил при изготовлении, монтаже, испытаниях, наладке и ремонте, за качество выполняемых работ и конечной продукции отвечает предприятие (организация, объединение), выполняющее соответствующие работы.

1.3.4. За нарушение Правил при эксплуатации, правильность эксплуатации систем и элементов, входящих в их состав, проведение своевременного технического освидетельствования, функциональных и комплексных испытаний, контроля систем и их элементов ответственность несет администрация АС.

2. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К УСТРОЙСТВУ СИСТЕМ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ И ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА К КОНЕЧНОМУ ПОГЛОТИТЕЛЮ

2.1. Проектные основы

2.1.1. Проектная документация по системам, выполняющим функцию аварийного охлаждения и отвода тепла к конечному поглотителю, является составной частью технического проекта РУ и проекта АС и выполняется в соответствии с решениями утвержденного технического проекта РУ и техническими требованиями Генерального конструктора и Научного руководителя, а также с требованиями НТД.

2.1.2. Ответственными за требования к проектной документации по системам, выполняющим функции аварийного охлаждения и отвода тепла от ядерного реактора к конечному поглотителю со стороны РУ, являются Генеральный конструктор и Научный руководитель.

Ответственными за соответствие проектной документации по системам, выполняющим функции аварийного охлаждения и отвода тепла от ядерного реактора к конечному поглотителю, требованиям НТД являются Генеральный проектировщик и Генеральный конструктор.

2.1.3. Документация на элементы систем должна быть разработана, согласована и утверждена в порядке, установленном министерствами (ведомствами), в ведении которых находятся конструкторская (проектная) организация и предприятие-изготовитель (монтажная организация).

2.1.4. Изменения в документации по системам должны производиться по согласованию с Госпроматомнадзором СССР в установленном порядке.

2.1.5. Аварийное охлаждение ядерного реактора и отвод тепла к конечному поглотителю должны осуществляться системами, выполняющими следующие функции:

аварийное охлаждение (расхолаживание) реактора;

передачу тепла к конечному поглотителю.

2.1.6. Система аварийного охлаждения реактора относится к защитным системам безопасности и предназначена для предотвращения или ограничения повреждения тепловыделяющих элементов.

2.1.7. Система отвода тепла к конечному поглотителю, обеспечивающая функционирование системы аварийного охлаждения реактора, относится к обеспечивающим системам безопасности. Примерный перечень систем, выполняющих функции аварийного охлаждения и отвода тепла от ядерного реактора к конечному поглотителю, приводится в приложении 1 (справочное).

2.1.8. Состав и границы систем аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю устанавливаются в техническом проекте РУ Генеральным конструктором, а в проекте АС - Генеральным проектировщиком.

2.1.9. Системы, выполняющие функции аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю, должны быть выполнены так, чтобы при разгерметизации циркуляционных контуров охлаждения реактора, приводящей к некомпенсируемым течам и/или невозможности отвода тепла системами нормальной эксплуатации, обеспечивались с требуемой эффективностью отвод остаточного и аккумулированного тепла и передача этого тепла к конечному поглотителю во время аварии и в послеаварийный период.

2.1.10. В техническом проекте РУ при выборе охлаждающей среды необходимо учитывать ее взаимодействие с теплоносителем, конструкционными материалами и влияние на ядерно-физические свойства активной зоны.

2.1.11. Выбор метода расчета остаточного тепловыделения активной зоны, на основе которого должны быть определены характеристики и параметры работы систем, должен быть обоснован в проекте.

Величина остаточного тепловыделения должна определяться консервативно с учетом погрешности выбранного метода.

2.1.12. При определении расхода теплоносителя для аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю необходимо учитывать остаточное тепловыделение, тепло, аккумулированное в элементах РУ, а также другие источники тепловыделений, которые могут иметь место во время аварии и в послеаварийный период.

2.1.13. В техническом проекте РУ и проекте АС должны быть приведены технические меры, обеспечивающие наличие теплоносителя в активной зоне для осуществления аварийного охлаждения. Допускается в качестве таких мер использовать страховочный корпус реактора и страховочные кожухи трубопроводов, а также запас теплоносителя, сохраняемый вне корпуса реактора.

2.1.14. Проектирование и изготовление страховочного корпуса и страховочных кожухов трубопроводов должны производиться в соответствии с Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.

2.1.15. Расход охлаждающего теплоносителя в системах, их быстродействие, технологические параметры и их уставки для автоматического запуска, а также поверхность теплообменников, через которые осуществляется передача тепла от реактора к конечному поглотителю, определяются с учетом принципа единичного отказа из условия непревышения проектных пределов повреждения твэлов, установленных в Правилах ядерной безопасности реакторных установок атомных станций.

2.1.16. При соединении трубопроводов с различным давлением сред должны быть предусмотрены технические меры защиты стороны с более низким давлением и эти меры не должны препятствовать выполнению защитных функций системами аварийного охлаждения ядерного реактора.

2.1.17. Элементы, оборудованные электродвигателями, должны быть подключены как к системам нормального, так и к системе аварийного электроснабжения.

Переход на аварийное электроснабжение должен осуществляться автоматически за интервал времени, потеря электропитания в течение которого не приведет к нарушению установленных для аварий проектных пределов повреждения твэлов.

В случае использования гидравлических, пневматических и газовых приводов должны предусматриваться источники энергоносителей для их работы при аварии и в послеаварийный период.

2.1.18. Для запроектных аварий, сопровождающихся потерей всех источников электроснабжения на АС, должны быть предусмотрены системы или элементы, выполняющие функции аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю, основанные на пассивном принципе. Достаточность времени функционирования систем, использующих при функционировании пассивные элементы, должна быть обоснована в проекте АС.

2.1.19. Системы, выполняющие функции аварийного охлаждения ядерного реактора, и отвода тепла к конечному поглотителю, должны функционировать в течение времени, после которого возможно будет осуществлять выгрузку топлива и/или проведение послеаварийных мероприятий. Продолжительность работы в этот период каждой системы должна быть обоснована в проекте АС.

2.1.20. В техническом проекте РУ и проекте АС должна быть показана обеспеченность охлаждающими средами систем, выполняющих функции аварийного охлаждения реактора и отвода тепла конечному поглотителю, во время аварии и в послеаварийный период.

2.1.21. Системы (элементы) аварийного охлаждения ядерного реактора и отвода тепла к конечному поглотителю должны быть снабжены трубопроводами и устройствами для проведения функциональных и комплексных испытаний.

2.1.22. Помещения, в которых располагаются системы, оснащение и их компоновка должны обеспечивать возможность технического освидетельствования и обслуживания, а также предусмотренный техническим регламентом ремонт этих систем во время нормальной эксплуатации и восстановительного периода.

2.1.23. Проектирование, монтаж и эксплуатация трубопроводов систем, выполняющих функции аварийного охлаждения и отвода тепла к конечному поглотителю, должны выполняться в соответствии с Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.

2.1.24. Для идентификации систем аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю входящие в их состав трубопроводы и оборудование должны быть окрашены в голубой цвет.

При покрытии поверхности изоляции трубопровода металлической обшивкой сплошная окраска не производится, а наносятся кольца голубого цвета и условные обозначения среды, содержащейся в трубопроводе.

2.1.25. Расстояние между кольцами в зависимости от местных условий должно быть от 1 до 5 м. Для удобства ориентировки кольца должны наноситься перед входом в стену и после выхода из нее, а также по обе стороны задвижек и вентилей.

На трубопроводах с наружными диаметрами до 150, от 150 до 300 и более 300 мм рекомендуются следующие размеры (ширина) колец: 50, 70 и 100 мм.

2.1.26. Маркировка оборудования систем должна производиться проектными кодами.

2.2. Обеспечение надежности

2.2.1. В проекте АС выбор структуры построения систем безопасности должен быть обоснован качественным и количественным анализами надежности.

Качественный анализ надежности должен установить потенциально наиболее слабые места систем, требующие детального рассмотрения на последующей стадии анализа.

Количественный анализ надежности должен определить для систем:

показатель надежности систем по отношению к отказам типа несрабатывания, ложного срабатывания;

периодичность и условия вывода одного канала для ремонта или обслуживания при работе блока на мощности;

соответствие систем критериям, установленным в НТД.

2.2.2. При выборе структуры построения систем аварийного охлаждения реактора и отвода тепла к конечному поглотителю необходимо учитывать пассивный или активный принцип действия системы, наличие в системе зависимых отказов, производительность канала и регламент технического обслуживания.

3. ТРЕБОВАНИЯ К УСТРОЙСТВУ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ, ВХОДЯЩИХ В СОСТАВ СИСТЕМ АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ И ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА К КОНЕЧНОМУ ПОГЛОТИТЕЛЮ


Возврат к списку
(Нет голосов)

Комментарии (0)


Чтобы оставить комментарий вам необходимо авторизоваться
Самые популярные документы
Новости
Все новости