pn_ae_g-1-004-87(to_tob_ru-87) (524225), страница 3

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 3)

4.2.3. Методика анализа

Должны быть даны:

• описание используемых физических и математических моделей, включая расчетные схемы, упрощения и допущения, принятые в целях облегчения анализа, и исходные данные;

• информация, достаточная для правильной оценки используемых физической и математической моделей;

• данные, касающиеся используемых методов и погрешностей результатов расчетов.

Требуемая информация должна содержаться полностью либо сопровождаться ссылками на опубликованные данные или научные исследования, оформленные в виде тематических отчетов и проектных документов, которые должны представляться по требованию

эксплуатирующей организации и органов надзора разработчиком ТОБ РУ.

4.2.4. Результаты анализа

Должна быть приведена информация, подтверждающая выполнение установленных в главе 1 критериев и принципов безопасности. При этом дается качественное описание явлений, которые объясняют характер поведения параметров РУ, полученный в результате анализа.

Следует также привести временные зависимости наиболее важных параметров, характеризующих как работу систем и оборудования РУ, так и выбросы теплоносителя (по массе и энергии) и радионуклидов в помещения АС в процессе аварии.

4.2.5. Выводы

Дается оценка полученных результатов анализа протекания процесса с точки зрения выполнения установленных критериев и принципов безопасности. Должно быть показано, что в результате принятых в проекте РУ технических и организационных мероприятий при условии удовлетворения требований со стороны РУ к важным для безопасности системам, оборудованию и сооружениям АС, связанным с РУ, обеспечивается безопасность АС.

14

Глава 5

ВОПРОСЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ

Должна быть представлена информация о методах и организации эксплуатации РУ, содержащая организационные вопросы безопасной эксплуатации, пределы и условия безопасной эксплуатации, а также меры, обеспечивающие проведение послеаварийных мероприятий.

5.1. Пределы и условия безопасной эксплуатации

5.1.1. Пределы безопасной эксплуатации

Должны быть описаны и даны обоснования пределов безопасной эксплуатации, установок для срабатывания защит и блокировок. При этом допускаются ссылки на гл. 4.

5.1.2. Условия безопасной эксплуатации

Должна быть представлена информация по следующим вопросам:

• уровни мощности и разрешенные режимы нормальной эксплуатации РУ;

• состав работоспособных систем и оборудования нормальной эксплуатации и систем безопасности, необходимых для осуществления пуска РУ и работы ее в разрешенных режимах;

• условия, связанные с предельно допустимыми уровнями активности теплоносителя, изменением его химического состава;

• условия, связанные с допустимыми циклами нагружения оборудования РУ и режимами ее работы с учетом проектного ресурса );

• внешние условия, включая природные явления и явления, связанные с деятельностью человека вблизи площадки, при которых должно проводиться аварийное отключение РУ;

• условия по проведению технического обслуживания, испытаний и ремонтов важных для безопасности систем, оборудования и сооружений, включая их периодичность, объемы, методы и средства );

• условия контроля количества, перемещения и местонахождения всех делящихся и радиоактивных материалов, включая свежее и отработавшее топливо, демонтируемые злементы в пределах РУ;

• допустимые времена работы реактора на мощности и уровни мощности при обнаружении отказа в системах безопасности.

) Возможны ссылки на соответствующие пункты гл. 2.

15

5.1.3. Ввод РУ в эксплуатацию

Должны быть изложены условия и процедура ввода РУ в эксплуатацию после завершения монтажа, включая информацию по проверке и испытаниям важных для безопасности систем и оборудования и вопросы, связанные с получением разрешения на ввод РУ в эксплуатацию.

5.1.4. Меры, обеспечивающие проведение послеаварийных мероприятий

Должны быть изложены меры, предусмотренные в проекте для реализации послеаварийных мероприятий. Должен быть приведен перечень параметров, обеспечивающих информацию о состоянии РУ, а также требования к средствам и системам измерения, регистрации этих параметров и сохранности записей при авариях РУ и послеаварийный период с целью их последующего анализа.

Должны быть изложены основные положения по действиям в послеаварийный период для включения в инструкцию по ликвидации аварии в части, касающейся РУ.

Глава 6

СНЯТИЕ РУ С ЭКСПЛУАТАЦИИ

Должны быть освещены вопросы, касающиеся снятия РУ с эксплуатации, в соответствии с действующими в момент утверждения технического проекта РУ требованиями нормативной документации.

16

ПРИЛОЖЕНИЕ 1

ПЕРЕЧЕНЬ

основной нормативно-технической документации, требования которой должны быть учтены при составлении ТОБ РУ )

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

2. Правила ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ - 04-74). - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

3. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций (СПАЭС - 79}. - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

4. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. - 2-е изд.М.: Энергоатомиздат, 1985.

5. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989.

6. Основные положения по сварке и наплавке узлов и конструкций АС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок (ОП1513 - 72). 2-е изд. М.:Энергоатомиздат, 1985.

7. Правила контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций АС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок (ПК1514 - 72). 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

8. Правила технической эксплуатации электрических станций и сетей. 2313-е изд. М.: Энергия, 1977.

9. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила ОСП-72/87. 3-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1988.

10. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. 3-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1988.

11. Правила ядерной безопасности при транспортировке отработавшего ядерного топлива (ПБЯ-06-08-77). Изд. ГКАЭ СССР, 1978.

12. Санитарные требования к проектированию и эксплуатации систем теплоснабжения от атомных станций (СТ ТАС-84). Изд. Минздрава СССР, 1984.

) Данный перечень нормативно-технической документации может изменяться по мере появления новых документов.

17

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ

важных для безопасности систем и оборудования РУ

типа ВВЭР, подлежащих описанию в гл. 2

1. Системы нормальной эксплуатации

1. Реактор

   1. Активная зона

   2. Внутрикорпусные устройства

2. Корпус реактора

3. Верхний блок

4. Главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ)

5. Главные циркуляционные насосы (ГЦН)

6. Главные запорные задвижки (ГЗЗ)

7. Парогенератор (ПГ)

8. Система компенсации давления

9. Опорные конструкции для установки и крепления корпуса реактора

10. Опоры и крепления ГЦН, ПГ, ГЦТ

11. Система контроля перемещения оборудования и трубопроводов РУ

12. Аппаратура контроля нейтронного потока

13. Система внутриреакторного контроля реактора

14. Система контроля состояния металла и сварных соединений корпуса реактора и трубопроводов первого контура

15. Система контроля герметичности оболочек твэлов

16. Система радиационной защиты

17. Система отбора проб

1. Системы безопасности

   1. Система аварийного охлаждения реактора

      1. Пассивная часть

   2. Система защиты первого контура от превышения давления.

   3. Система управления и защиты (СУЗ)

18

ПРИЛОЖЕНИЕ 3

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ

важных для безопасности систем, оборудования и сооружений АС, требования к которым со стороны РУ типа ВВЭР

должны быть определены в гл. 3

1. Системы нормальной эксплуатации

   1. Система контроля и управления

   2. Система поддержания давления в первом контуре

   3. Системы, обеспечивающие проведение борного регулирования

   4. Вспомогательные системы первого контура

      1. Cистема подпитки и продувки первого контура

      2. Система дренажей и воздушников

      3. Система организованных протечек

   5. Система спецводоочистки, отбора проб и ввода реагентов

   6. Система газовых сдувок

   7. Система промежуточных контуров

   8. Система паропроводов и питательных трубопроводов высокого давления второго контура

   9. Система технической воды

   10. Система электроснабжения собственных нужд

   11. Система спецвентиляции

   12. Система радиационного и дозиметрического контроля

   13. Строительные конструкции главного корпуса

   14. Система перегрузки, хранения и транспортирования топлива

       1. Хранение свежего топлива

       2. Хранение отработавшего топлива

       3. Транспортирование топлива

   15. Система расхолаживания блока

   16. Система химводоподготовки

   17. Система технологических защит и блокировок

   18. Система контроля плотности разъемов

   19. Система водопитания и регулирования уровня в парогенераторе

   20. Система дезактивации

2. Системы безопасности

   1. Защитные системы безопасности

      1. Система аварийного охлаждения реактора

         1. Система аварийного охлаждения высокого давления

         2. Система аварийного охлаждения низкого давления

      2. Система защиты второго контура от превышения давления

      3. Система аварийного газоудаления из первого контура

      4. Система дренажа гидрозатворов главных циркуляционных трубопроводов

      5. Быстродействующие защитные клапаны на паропроводах

      6. Система аварийного расхолаживания блока

   2. Обеспечивающие системы безопасности

      1. Система аварийного энергоснабжения

      2. Система технического водоснабжения систем безопасности

      3. Система азота и сжатого воздуха, применяемые в качестве источника энергии для систем безопасности

   3. Системы управления защитными действиями систем безопасности, включая резервный щит управления

   4. Система пожаротушения

19

ПРИЛОЖЕНИЕ 4

ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ

исходных событий для РУ типа ВВЗР

для расчетного анализа в гл.4

1. Изменение реактивности

1. Самопроизвольное извлечение группы органов регулирования исходя из наиболее неблагоприятных условий реактивности в активной зоне, включая режимы:

• пуска реактора

• работы реактора на мощности

1. Выброс органа регулирования

2. Падение органа регулирования

3. Срабатывание аварийной защиты

4. Уменьшение концентрации борной кислоты вследствие отказов в системе борного регулирования

5. Подключение и отключение неработающей петли

6. Произвольное расхолаживание (течь по второму контуру)

1. Нарушение расхода теплоносителя

   1. Закрытие главной запорной задвижки:

• на холодной части петли;

• на горячей части петли

1. Заклинивание одного ГЦН из n работающих во всех возможных режимах работы установки

2. Обесточивание части ГЦН из n работающих во всех возможных сочетаниях и режимах работы установки

3. Обесточивание всех ГЦН во всех возможных режимах работы установки

4. Разрыв вала ГЦН

1. Нарушение условий охлаждения со стороны второго контура

   1. Аварийное отключение одного питательного насоса и невключение резервного

   2. Полное непреднамеренное открытие одного регулирующего клапана системы питательной воды

   3. Непреднамеренное открытие одного байпасного клапана подогревателей высокого давления (отключение ПВД)

   4. Мгновенное повышение нагрузки на 10% выше нормального значения

   5. Непредвиденное закрытие арматуры на подаче питательной воды

   6. Потеря внешнего электроснабжения (полное обесточивание)

   7. Аварийное отключение одного турбогенератора из двух работающих

   8. Мгновенный сброс номинальной нагрузки до уровня собственных нужд с посадкой стопорного клапана одного турбогенератора

   9. Непреднамеренное закрытие одного отсечного клапана на паропроводе

20

1. Потеря теплоносителя первого контура

   1. Мгновенный поперечный разрыв трубопровода первого контура максимального диаметра в холодных и горячих частях

   2. Частичные разрывы трубопровода первого контура

   3. Разрыв импульсной трубки за пределами герметичного ограждения помещений реакторной установки

   4. Разрыв трубки парогенераторов

   5. Разуплотнение крышки коллектора парогенератора по первому контуру

   6. Непреднамеренное открытие предохранительного клапана компенсатора давления и его непосадка

1. Потеря теплоносителя второго контура

   1. Разрыв паропровода:

• в пределах герметичного ограждения;

• за пределами герметичного ограждения

1. Разрыв трубопровода питательной воды:

• до обратного клапана;

• после обратного клапана

1. Непреднамеренное открытие одного предохранительного клапана парогенератора

2. Непреднамеренное открытие одного сбросного клапана в атмосферу

1. Нарушения при работе с топливом

   1. Падение кассеты при перегрузке топлива

   2. Падение контейнера с отработавшим топливом

1. Сейсмические воздействия

21

ПРИЛОЖЕНИЕ 5

Характеристики

Список файлов стандарта