ar-net.ru 3.2. Активная зона и системы нормальной эксплуатации, важные для
3.3. Защитные системы безопасности
3.4. Управляющие системы безопасности
3.1. Общие требования
3.1.1. Системы и элементы ИР, важные для безопасности, должны проектироваться с учетом механических, тепловых, химических и прочих внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также внешних воздействий природного и техногенного происхождения.
3.1.2. При проектировании ИР должно отдаваться предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действия.
3.1.3. В проекте (эксплуатационной документации) ИР должны быть приведены:
1) перечни расчетных программ, используемых для прогнозирования нейтронно-физических характеристик и обоснования ядерной безопасности ИР, и информация об их аттестации;
2) перечни расчетных программ, используемых для теплогидравлических расчетов активной зоны в стационарных, переходных и аварийных режимах работы ИР;
3) программы и методики контроля и испытаний в процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности;
4) условия безопасных испытаний, замены и вывода в ремонт РО СУЗ, исполнительных механизмов РО СУЗ, других средств воздействия на реактивность;
5) методики определения запаса реактивности ИР и эффективности РО СУЗ;
6) методика определения тепловой мощности реактора;
7) методика и периодичность тарировки каналов контроля плотности потока нейтронов по тепловой мощности реактора;
8) условия безопасного обращения со свежим и отработавшим ядерным топливом;
9) перечни контролируемых параметров и сигналов о состоянии ИР;
10) перечни регулируемых параметров;
11) перечни параметров, по которым должно быть обеспечено формирование сигналов на срабатывание защитных систем безопасности;
12) перечни блокировок и защит оборудования ИР, а также технические требования к условиям их срабатывания;
13) условия срабатывания систем безопасности, уровни и интенсивности внешних воздействий природного и техногенного происхождения, при достижении которых необходим останов ИР;
14) анализ надежности СУЗ ИР, при этом должно быть показано, что коэффициент неготовности СУЗ к выполнению функции аварийной защиты при наличии сигнала AЗ не превышает 10(-5);
15) анализ реакций управляющих и других систем, важных для безопасности, на внутренние и внешние воздействия природного и техногенного происхождения, возможные отказы и неисправности, подтверждающий отсутствие опасных для реактора реакций;
16) прогнозируемый запас реактивности ИР с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных технологических отклонений параметров комплектующих элементов активной зоны от номинальных значений, при этом необходимый запас реактивности ИР должен быть обоснован;
17) эффективность РО СУЗ, экспериментальных и загрузочных устройств;
18) эффекты и коэффициенты обратных связей по реактивности, включая температурный и мощностной эффекты реактивности, а при необходимости барометрический и плотностной эффекты реактивности и эффекты реактивности, обусловленные выгоранием топлива и отравлением реактора;
19) перечень ядерно-опасных работ при эксплуатации ИР и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении, включая работы по загрузке (перегрузке) ядерного топлива.
3.1.4. Проектом ИР должны быть предусмотрены:
1) аварийные источники электроснабжения, обеспечивающие работу не менее двух каналов контроля уровня мощности и указателей положения РО СУЗ, а также контроль температурного режима реактора при расхолаживании;
2) технические меры по исключению несанкционированного доступа к управляющим и другим системам, важным для безопасности.
3.1.5. Используемые в проекте ИР технические решения должны обеспечивать:
1) порционную загрузку ядерного топлива в активную зону реактора и при необходимости порционный залив жидкости в реактор при физическом пуске ИР;
2) подкритичность реактора в режиме временного останова не менее 2% (К_эфф <= 0,98) при взведенных РО AЗ;
3) подкритичность реактора в режиме длительного останова не менее 5% (К_эфф <= 0,95);
4) безопасность ИР при любом исходном событии проектных аварий с наложением одного независимого от исходного события отказа или одной независимой от исходного события ошибки персонала;
5) диагностику состояния реактора и систем ИР, важных для безопасности;
6) контроль состояния физических барьеров на пути распространения продуктов деления ядерных материалов и радиоактивных веществ;
7) сохранность и работоспособность в условиях проектных аварий технических средств, используемых для регистрации и хранения информации, необходимой для идентификации исходных событий проектных аварий и установления алгоритмов работы систем, важных для безопасности, и действий персонала.
3.2. Активная зона и системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности
3.2.1. Активная зона и элементы ее конструкции
3.2.2. Экспериментальные устройства
3.2.3. Система охлаждения активной зоны (первый контур)
3.2.4. Управляющие системы нормальной эксплуатации
3.2.1. Активная зона и элементы ее конструкции
3.2.1.1. Конструкция реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна исключать непредусмотренные перемещения, деформации или формоизменения элементов активной зоны и отражателя, приводящие к увеличению реактивности или ухудшению теплоотвода и последующему повреждению тепловыделяющих элементов сверх соответствующих проектных пределов.
3.2.1.2. Конструкция тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих элементов, материалы сердечников и оболочек тепловыделяющих элементов должны при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивать непревышение установленных соответствующих проектных пределов повреждения тепловыделяющих элементов с учетом:
1) физико-химического взаимодействия оболочек тепловыделяющих элементов и сердечников, оболочек тепловыделяющих элементов и теплоносителя;
2) ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружения, усталости и старения материалов;
3) влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на коррозию оболочек тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок);
4) теплогидравлических и радиационных воздействий и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов тепловыделяющих элементов.
3.2.1.3. Характеристики ядерного топлива и конструкция реактора должны исключать возможность образования вторичных критических масс при разрушении активной зоны или расплавлении ядерного топлива.