 |
4. 2. 10. Корпус реактора. Глава 9. Вспомогательные системы энергоблока. 9. 1. Комплекс систем хранения и обращения с ЯТ
|
|
|
|
4. 2. 10. 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.
|
|
|
