• Текст документа
  • Статус
Действующий

РД 31.21.86-95

НОРМАТИВНЫЙ ДОКУМЕНТ

Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки

Дата введения 1995-06-01

ПРЕДИСЛОВИЕ

1. РАЗРАБОТАН И ВНЕСЕН АОЗТ ЦЕНТРАЛЬНЫЙ ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И ПРОЕКТНО-КОНСТРУКТОРСКИЙ ИНСТИТУТ МОРСКОГО ФЛОТА (ЦНИИМФ),

Первый заместитель генерального директора по научной работе

С.Н.Драницын

Руководитель разработки
Зав. сектором 281

Н.М.Ткачев

Ответственный исполнитель
зав. сектором МЛ ЦНИИМФ

Р.А.Федотов

2. СОГЛАСОВАН:

АО "Мурманское морское пароходство", исх. АГ-60/995 от 11.11.94
Директор по технической эксплуатации судов с ЯЭУ и АТО

Мурманская инспекция по надзору за ядерной и радиационной безопасностью кораблей и судов, исх. 5.1-14/119 от 09.11.94

В.В.Рукша

Начальник инспекции

А.В.Пономаренко

3. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ письмом Департамента морского транспорта Министерства транспорта Российской Федерации N ДМТ-35/215 от 31.01.1995 г.

4. ВЗАМЕН РД 31.21.86-89 и РД 31.21.87-89

1. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Настоящей нормативный документ является основным документом для атомных судов по нормированию времени на перегрузку топлива ядерных реакторов, выполняемую с помощью специальных перегрузочных комплексов ремонтно-технологическим предприятием атомного флота и плавучими технологическими базами при радиоактивности теплоносителя первого контура, не превышающей установленных норм, а также устанавливает нормы времени по укрупненным операциям при расхолаживании и при разводке паропроизводящей установки.

Нормативный документ определяет:

нормы времени на выполнение технологических операций в соответствии с технологическим процессом на перегрузку ядерного топлива и численность персонала, занятого выполнением этих работ, время проведения операции по вскрытию первого контура и выгрузке активной зоны в зависимости от эксплуатационной мощности, продолжительности работы ЯППУ и состояния активной зоны.

Настоящие нормативы являются обязательными для экипажей судов с ядерными энергетическими установками, работников предприятий и организаций, осуществляющих их техническую эксплуатацию.

2. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

2.1. Перегрузка ядерного топлива - совокупность технологических операций, выполняемых с помощью специального оборудования перегрузочных комплексов.

2.2. Нормативная продолжительность перегрузки ядерного топлива - предельное время выполнения отдельных операций в строгой последовательности в соответствии с утвержденным технологическим процессом.

2.3. Расхолаживание и разводка ЯППУ - совокупность необходимых операций, выполняемых для осуществления ввода и вывода из действия ЯППУ.

2.4. Нормативная продолжительность расхолаживания и разводки ЯППУ - предельное время выполнения операций в последовательности, устанавливаемой эксплуатационной документацией.

2.5. В нормативы времени на расхолаживание и разводку ЯППУ не входят затраты времени на:

непредвиденные работы, вызванные отказами отдельных узлов ЯЭУ, оказывающих влияние на выполнение операций по расхолаживанию и разводке ЯППУ;

модернизационные и исследовательские работы.

2.6. Нормативное время на расхолаживание ЯР для снятия остаточных тепловыделений определяется с момента снижения мощности ЯР после промывки парогенераторов до достижения конечного состояния, определяемого величиной допустимой мощности остаточных тепловыделений для проведения операций:

2.6.1. постановки судна в док;

2.6.2. вскрытия первого контура для проведения ремонтных работ;

2.6.3. выгрузки отработавшего ядерного топлива.

2.7. При определении продолжительности расхолаживания используются величины скорости изменения мощности и температуры теплоносителя первого контура, устанавливаемые действующей эксплуатационной документацией по обслуживанию ЯЭУ, ЯППУ.

2.8. Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки применимы к ЯППУ с одним или двумя ядерными реакторами.

2.9. До проведения работ по перегрузке активной зоны реактора должны быть разработаны и утверждены планы противоаварийных мероприятий, на случай ядерной аварии или аварийного распространения радиоактивных веществ.

2.10. Расхолаживание и разводка ЯППУ, организация и выполнение технологических операций по перегрузке ядерного топлива должны соответствовать требованиям действующих нормативных документов, проектной и эксплуатационной документации.

Перечень принятых сокращений представлен в Приложении А.

Перечень документов представлен в Приложении Б.

3. РАСХОЛАЖИВАНИЕ И РАЗВОДКА ЯППУ

3.1. Нормативы времени на вывод из действия и разводку ЯППУ представлены в таблицах 3.1 и 3.2. Полное нормативное время расхолаживания ЯППУ определяется с учетом длительности процесса снятия остаточных тепловыделений в активной зоне. Для определения времени, необходимого для снятия остаточных тепловыделений до одного из конечных состояний, указанных в п.2.6, используются методические указания, изложенные в информационном Приложении В, где в разделе В.3 дан пример расчета полного нормативного времени расхолаживания длительности процесса снятия остаточных тепловыделений и нормативной продолжительности технологических операций по выводу установки из действия.


Таблица 3.1

НОРМАТИВЫ ВРЕМЕНИ НА ВЫВОД ИЗ ДЕЙСТВИЯ ЯППУ

Наименование операции

Время выполнения операции, час

1. Подготовка систем и механизмов ЯЭУ для вывода из действия и расхолаживания ЯППУ.

5,0

2. Расхолаживание одного ЯР через парогенераторы до начала промывки парогенераторов.

6,0

3. Промывка влажным паром парогенераторов одного ЯР.

4,0

4. Расхолаживание одного ЯР до температуры теплоносителя 1 контура 70 °С.

5,0

5. Выдержка реактора на МКУ для разотравления по Хе 135.

48,0

6. Нейтронно-физические измерения, остановка одного ЯР.

1,0

7. Постановка парогенераторов одного реактора на мокрое хранение после остановки.

1,5

8. Подготовка систем и механизмов для расхолаживания и вывода из действия второго ЯР.

3,0

9. Вывод из действия ЯППУ с одним ЯР (суммарное время по п.п.1, 2, 3, 4, 5, 6, 7)

70,5

10. Вывод из действия ЯППУ с двумя ЯР (удвоенное время по п.9 с вычетом времени по п.1, просуммированное с временем по п.8).

139,0


Примечания:

1. Продолжительность операций расхолаживания (п.п.2, 4) определена исходя из скорости снижения температуры теплоносителя 1 контура 20 °С/ч.

2. Затраты времени, предусмотренные п.5 на выдержку реактора на МКУ для разотравления по Хе 135, исключается из нормативных затрат времени на расхолаживание ЯР в случаях, когда эффект нестационарного отравления по Хе 135 является несущественным для выполнения последующих технологических операций (например, экстренная постановка судна в док, перегрузка активной зоны и др.).


Таблица 3.2

НОРМАТИВЫ ВРЕМЕНИ НА РАЗВОДКУ ЯППУ

Наименование операции

Время выполнения операции, час

1. Подготовка систем и механизмов ЯЭУ к вводу в действие, функциональные проверки систем и механизмов ЯЭУ.

24

2. Ввод в действие систем и механизмов ЯЭУ, обеспечивающих пуск одного ЯР.

3. Проведение нейтронно-физических и теплотехнических испытаний включающих:

3

3.1. вывод на МКУ одного реактора;

6

3.2. нейтронно-физические изменения на холодном ЯР;

24

3.3. разогрев без подачи питательной воды в ПГ с проведением нейтронно-физических измерений в процессе разогрева;

14

3.4. метрология каналов измерений после окончательного разогрева;

5

3.5. расхолаживание до температуры 120-150 °С;

8

3.6. разогрев теплоносителя 1 контура до нормального значения средней температуры с подачей воды в ПГ;

8

3.7. нейтронно-физические измерения на горячем реакторе;

3

4. Функциональные проверки перед вводом в действие второго ЯР.

15

5. Ввод в действие второго ЯР (п.п.2, 3).

6. Суммарное время ввода в действие ЯППУ

71

6.1. с одним ЯР (п.п.1, 2, 3);

95

6.2. с двумя ЯР (п.п.1, 2, 3, 4, 5).

181


Примечания:

1. Продолжительность операций, включающих расхолаживание и разогрев, определена исходя из скорости изменения температуры теплоносителя 1 контура 20 °С/ч.

2. Приведение ЯЭУ в исходное состояние для ввода ее в действие после ремонта составляет 7 суток.

3. Продолжительность операций по п.п.3, 5 уменьшается на 2-3 часа, если не производилась перегрузка активной зоны ЯР из-за сокращения объема нейтронно-физических измерений.

3.2. Во избежание двойного счета при определении полного нормативного времени расхолаживания ЯППУ время, отводимое на выполняемые параллельно процессу снятия остаточных тепловыделений технологические операции по п.п.4, 5, 6 таблицы 3.1, исключается из расчета, если суммарная их продолжительность меньше расчетного времени расхолаживания для снятия остаточных тепловыделений.

Если расчетная продолжительность процесса снятия остаточных тепловыделений меньше суммарной продолжительности операций по п.п.4, 5, 6, то она не принимается во внимание при расчетах и нормативное время расхолаживания совпадает с нормами времени на вывод из действия ЯППУ (п.п.9, 10 таблицы 3.1).

3.3. Методика определения нормативного времени расхолаживания ЯППУ через парогенераторы и холодильник фильтра первого контура для снятия остаточных тепловыделений (Приложение В) позволят определить время безопасной постановки атомного судна в док, вскрытия первого контура без перегрузки активной зоны и без вывода из действия (например с целью ремонта) средств расхолаживания, выгрузки отработавшего ядерного топлива, и базируется на исходных данных, представляемых в проектной и эксплуатационной документации.

Нормативы не распространяются на инциденты, а также ситуации, не предусмотренные проектной и эксплуатационной документацией для нормальной эксплуатации ЯЭУ (ЯППУ).

3.4. Для обеспечения безопасного проведения операций расхолаживания ЯППУ в выявленных в процессе эксплуатации судов с ЯЭУ нештатных ситуациях, таких как наложение дополнительных отказов в системах безопасности на единичный отказ, случай экстренной постановки атомного судна в док и т.п., должны быть осуществлены мероприятия, предусмотренные "Совместным решением о порядке принятия решений по эксплуатации судов атомного флота при возникновении нештатных ситуаций" (п.Б.20 Приложения Б).

3.5. Решения по техническим и организационным мероприятиям, необходимым для проведения нештатных режимов расхолаживания ЯППУ, должны разрабатываться СТУ АФ ММП совместно с предприятиями проектантами атомных судов и ЯППУ на основе результатов соответствующих проектных разработок и натурных испытаний, проводимых с целью определения условий, исключающих превышение пределов безопасной эксплуатации.

Решение вступает в силу после согласования его СТУ АФ ММП с местными органами Госатомнадзора, Морского регистра судоходства, Департаментом морского транспорта и является основанием для корректировки (дополнения) эксплуатационной документации с цепью предоставления судовому персоналу инструктивных указаний по проведению нештатных режимов расхолаживания.

3.6. Примеры нештатных режимов расхолаживания и состояний ЯППУ и рекомендации по программе испытаний представлены в Приложении Г.

4. ПЕРЕГРУЗКА АКТИВНЫХ ЗОН СУДОВЫХ РЕАКТОРОВ

4.1. Нормативы времени на перегрузку активных зон предназначаются для разработки планов-графиков перегрузки топлива ядерных реакторов типа ОК-900, КЛТ-40, КЛТ-40М, определения трудоемкости работ и численности персонала как для выполнения работ в целом, так и для отдельных технологических операций.

4.2. Нормативы времени на перегрузку топлива ядерных реакторов и численность персонала для выполнения технологических операций с отражением основных мер по обеспечению ядерной безопасности приведены в таблице 4.1.



Таблица 4.1

Нормативы времени на перегрузку активных зон реакторов

Наименование технологических операций и меры обеспечения ядерной безопасности

Численность персонала, чел.

Продолжительность операции, час

Примечание

1

2

3

4

1. Организация и проведение водно-химического режима.

1

48

2. Отключение электрических кабелей от механизмов СУЗ.

Меры безопасности:

Все КГ должны находиться в крайнем нижнем положении, ключи управления перемещением КГ - в нейтральном положении;

контролирующая аппаратура включена.

5

8

Потенциально ядерноопасные работы отражаются в журнале ПОР.

3. Перекачка газа из КД в баллоны ГВД.

Меры безопасности:

Контроль параметров ЯППУ, положения КГ и стержней A3.

2

14

4. Сброс давления первого контура.

Меры безопасности:

Отключение баллонов ГВД от системы первого контура в соответствии с инструкцией на систему ГВД.

2

5

Снижение давления в системе 1 контура произвести при всех остановленных и обесточенных ЦНПК.

Исключение возможности подачи газа в КД, подъема КГ, пуска ЦНПК при разгерметизации первого контура, возможности несанкционированного включения системы проливки, подачи воды в реактор от системы перегрузки ионитов фильтра первого контура.

Обеспечение работоспособности каналов расхолаживания через ХФ с помощью ЦНР и через ПГ при ЕЦ по первому контуру при неполностью расхоложенном реакторе.

После остановки всех ЦНПК и расхолаживания с помощью ЦНР на случай аварийной остановки ЦНР и невозможности запуска ЦНПК (температура теплоносителя 90-200 °С и наличие газа в полосе) должна быть обеспечена возможность расхолаживания с помощью ЕЦ путем подачи питательной воды в ПГ расходом не менее 12 т/ч.

При снижении давления в системе 1 контура контролировать работу ЦНР по расходу в напорном трубопроводе ЦНР.

5. Демонтаж системы газоудаления, трубопроводов охлаждения СУЗ и ИМ аварийной защиты.

Меры безопасности:

Контроль за включением в работу токовой и импульсной аппаратуры, реактиметра.

Отключение автоматов питания приводов КГ, контроль положения ключей управления перемещением КГ (положение "стоп").

Подъем стержней A3 в крайнее верхнее положение производить поочередно по одной группе A3, с интервалом не менее 20 секунд. Расщепление стержней A3 с рейками, демонтаж ИМ A3 производить в соответствии с технологическим процессом на перегрузку активной зоны.

6

18

Давление в первом контуре должно быть равно атмосферному.

6. Демонтаж приводов КГ.

Меры безопасности:

Контроль параметров ППУ, радиационной обстановки в аппаратном помещении. Контроль обесточивания ЦППК, насосов подпитки, проливки, отключения и пломбирования в отключенном состоянии автоматов питания этих насосов, отсоединения электрокабелей питания электродвигателей насосов от пусковой аппаратуры.

Контроль положения двойной запорной арматуры систем подпитки, проливки, дренажа, отбора проб (арматура должна находиться в закрытом положении).

Контроль отключения баллонов ГВД.

Контроль установки страховочных приспособлений.

Демонтаж приводов производить поочередно по одному в соответствии с технологическим процессом на перегрузку активной зоны.

Контроль расцепления винтового механизма, с удлинителем штока КГ по динамометру.

Установка в стойку КГ стопора сразу после демонтажа привода КГ.

6

10

Давление в первом контуре должно быть равно атмосферному.

7. Монтаж рабочей площадки.

4

13

8. Демонтаж верхней защиты реактора.

3

3

9. Демонтаж гаек главного разъема.

5

9

10. Демонтаж нажимного фланца, передача его на дезактивацию.

Меры безопасности - см. п.6.

3

3

11. Срезка сварных швов и демонтаж гильз A3, ТП, ТС, ЭГ.

Меры безопасности:

Контроль состояния реактора и изменения реактивности активной зоны при выгрузке гильз со стержнями;

Контроль давления в 1 контуре, температуры теплоносителя 1 контура, уровня воды в КД;

Контроль за радиационной обстановкой в аппаратном помещении.

Контроль стопорения КГ в крайнем нижнем положении с помощью специальных стопорных устройств;

Выгрузку гильз со стержнями выполнять поочередно по одной гильзе A3 или по одной группе в составе четырех гильз.

6

14

12. Демонтаж крышки реактора, передача ее на дезактивацию.

Меры безопасности:

Контроль дифферента и крена судна. Отклонение по крену и дифференту должно быть не более 1 градуса;

Исключение проведения погрузо-разгрузочных работ, не связанных с переразгрузкой ЯТ, которые могут привести к изменению крена и дифферента.

Введение режима "Slow Speed" для прохождения судов по акватории РТП на период проведения работ по демонтажу крышки.

Исключение возможности подачи газа из баллонов ГВД в КД.

Контроль установки страховочных приспособлений.

Исключение возможности пуска ЦНПК, насосов подпитки, проливки.

Автоматы питания отключены и опломбированы в отключенном состоянии, электрокабели питания электродвигателей насосов отключены от пусковой аппаратуры.

Контроль нахождения КГ в крайнем нижнем положении в застопоренном состоянии с помощью специальных стопорных устройств.

Выполнение подрыва и подъема крышки в строгом соответствии с технологическим процессом на перегрузку активной зоны, с соблюдением установленных требований по скорости подъема и величины шага по ступеням подъема.

Обеспечить контроль мощности дозы гамма излучения в районе крышки.

6

20

После подъема крышки установить стопоры КГ на штоковые ТВС.

Если штоковые ОТВС не застопорены стопорами с шариковыми замками.

13. Ручной подрыв и выгрузка ОТВС для проведения замеров саморазогрева в термостате; замеры саморазогрева отдельных ОТВС из зон максимального энерговыделения в спецтермостате; ручной подрыв, выгрузка ОТВС с учетом результатов термостатирования.

Меры безопасности:

Контроль нахождения КГ в крайнем нижнем положении в застопоренном состоянии.

Исключение возможности подачи газа из ресиверных баллонов ГВД в КД, пуска ЦНПК, насосов проливки и подпитки.

Выгрузку ОТВС из реактора производить в соответствии с требованиями типового технологического процесса на перегрузку ядерного топлива, картограммы выгрузки; последними выгружаются ШТВС.

Контроль ввода ТВС в контейнер с помощью нейтронного датчика штатной системы РК, а также с помощью переносного дозиметра (КРБГ и КДГ).

Контроль закрытия шибера контейнера переносным дозиметром.

6

160

14. Осмотр внутренних полостей реактора после выгрузки ОТВС, калибровка ячеек выемного блока.

Меры безопасности:

Непрерывный радиационный контроль.

Исключение попадания посторонних предметов во внутренние полости реактора.

3

13

При необходимости замены.

15. Выгрузка и загрузка ИК.

3

13

16. Промывка корпуса реактора или контура в сборе.

3

75

Выполняется по специальному тех. решению по согласованной с заинтересованными организациями технологии.

17. Гидроперегрузка шихты ФОА 1 к, 3 к.

5

15

18. Подготовка главного разъема корпуса к установке крышки реактора.

3

13

19. Проверка ходов и усилий КГ.

3

5

20. Выгрузка и загрузка образцов.

3

10

При необходимости, по согласованию с заинтересованными организациями.

21. Корректировка водно-химического режима.

1

48

22. Входной контроль ТВС, подготовка к загрузке, загрузка, контроль загрузки.

Меры безопасности:

Подготовка свежих ТВС и загрузку в кассету загрузочного устройства, затем в реактор производить в соответствии с требованиями "Памятки по обращению с активной зоной реактора". Загрузку ТВС в реактор производить в соответствия со "Схемой расположения активной зоны в реакторе", картограммой и рабочей программой загрузки.

Порядок построения кривой обратного отсчета нейтронов и методика оценки критического числа ТВС определяются в соответствии с программой и методикой нейтронно-физических измерений на реакторах ППУ ОК-900 и КТЛ-40.
Обеспечение крена и дифферента при проведении работ не более 1 градуса;

Введение режима "Slow Speed" для проходящих судов по акватории РТП.

Исключение возможности пуска ЦНПК, насосов проливки, подпитки, подачи газа из баллонов ГВД в КД.

Обеспечение исправной громкоговорящей связи между постами управления и технологическими постами атомного судна и ПТБ.

Включение в работу ПА, ИПА, реактиметра.

Заполнение реактора водой высокой чистоты по уровень не ниже нижней кромки главных патрубков. Качество воды должно соответствовать требованиям ОСТ В95 10002-83.

Обеспечение электропитания от двух независимых источников и обеспечение постоянной готовности к автозапуску резервных и аварийных источников питания.

Обеспечение двух независимых каналов контроля за нейтронным потоком в реакторе нештатной аппаратурой физического контроля.

6

38

23. Установка крышки реактора.

Меры безопасности:

см. п.12.

3

5

24. Установка нажимного фланца.

3

2

25. Завинчивание гаек главного разъема.

4

25

26. Монтаж гильз A3, ПТ, ТС, ЭГ; Сварка, затяжка и контроль сварных швов.

5

57

27. Подготовка к гидравлическим испытаниям, гидравлические испытания главного разъема.

Меры безопасности:

Контроль нахождения КГ в нижнем крайнем положении, стопорения КГ, контроль уровня нейтронного потока, давления, температуры воды в реакторе, уровня в КД. Заполнение системы I контура водой высокой чистоты в соответствии с ОСТ В95.10002-83, подготовка и проведение гидравлических испытаний в соответствии с инструкциями по эксплуатации системы 1 контура и реактора и ОСТ В95.547-77.

5

16

Давление в первом контуре должно быть равно атмосферному.

28. Снятие замеров вытяжки шпилек, контрольное подтягивание гаек главного разъема.

5

12

29. Установка верхней защиты.

3

5

30. Демонтаж рабочей площадки.

5

5

31. Монтаж приводов КГ.

Меры безопасности:

Исключение возможности подачи газа в КД от баллонов ГВД, пуска ЦНПК, насосов подпитки и проливки.

Контроль нахождения КГ в крайнем нижнем положении с установленными стопорами КГ.

Контроль нейтронного потока, реактивности активной зоны, уровня в КД.

Снятие заглушек (фланцев) со стоек КГ, демонтаж стопоров производить поочередно перед монтажом каждого привода.

6

24

32. Подготовка и проведение гидравлических испытаний с суточной выдержкой.

Меры безопасности:

Обеспечение соблюдения требований инструкции по эксплуатации 1 контура и ОСТ В95.547-77.

Контроль отсутствия электропитания на приводах КГ.

Контроль нахождения КГ на нижних концевых выключателях.

Контроль нейтронного потока и реактивности активной зоны, уровня в КД, давления, температуры в системе 1 контура.

33. Монтаж исполнительных механизмов A3.

Меры безопасности:

Контроль уровня нейтронного потока и реактивности активной зоны, включение в работу пусковой аппаратуры, реактиметра.

Контроль нахождения всех КГ в крайнем нижнем положении, ключи управления перемещением КГ должны находиться в нейтральном положении.

Проверка чередования фаз электродвигателей и кабелей, питающих ИМ, перед подачей электропитания к ИМ.

Контроль отсутствие электропитания на приводах КГ.

5

36

34. Гидроперегрузка ФОА.

5

8

По заключению службы РБ.

35. Корректировка водно-химического режима.

1

12

36. Монтаж системы газоудаления реактора и оборудования СУЗ, монтаж системы охлаждения стоек СУЗ на крышке реактора.

3

8

37. Подключение электрокабелей к механизмам СУЗ, оборудованию реактора и проверка их в работе.

Меры безопасности - см. п.п.31, 33.

6

30

38. Дезактивация рабочих мест с необходимостью остановки работ по перегрузке.

6

128

Производится по указанию службы РБ и по отдельному плану-графику.

Итого

Замена выемного блока с использованием перегрузочного комплекса 328

944

39. Выгрузка выемного блока.

6

72

Производится по решению судовладельца и заинтересованных организаций и выполняется параллельно п.п.1-15. О выгрузке выемного блока с ОТВС см. п.4.10.

40. Входной контроль нового выемного блока, подготовка его к монтажу в корпус реактора.

5

18

41. Монтаж нового выемного блока в корпус реактора, центровка, раскрепление.

6

85

Итого

Текущий ремонт съемных изделий реактора

175

42. Ремонт крышки реактора и подготовка ее к установке.

3

200

Работы выполняются по актам дефектации в соответствии с технологическими картами и конструкторской документацией параллельно п.п.15-22.

43. Текущий ремонт кольца биозащиты и подготовка его к установке.

3

52

44. Ремонт нажимного фланца и подготовка его к установке.

3

32

45. Калибровка шпилек и гаек главного разъема.

3

4

Итого

288

Формирование санитарно-защитного режима

Работа начинается параллельно выдержке реактора после его остановки и заканчивается п.7 включительно.

Демонтажные работы п.п.45-50 начинаются после окончания работ по п.36.

Монтаж шлюпок по штатному п.49 производится после завершения работ по п.36.

46. Установка, демонтаж ограждений на мостиках.

4

72

47. Установка, демонтаж временных фильтровентиляционных установок.

5

80

48. Установка, демонтаж подвесного коридора (перехода) с ПКДП на атомное судно.

4

21

49. Снятие спасательных шлюпок и установка после окончания перегрузки ЯТ.

4

10

Установка шлюпок по штатному п.50 производится после завершения работ по п.36.

50. Нанесение (удаление) защитного покрытия на кабельные трассы, оборудование ЯППУ, гаки грузоподъемных средств, переборки аппаратного помещения.

2

43

Итого

Испытание грузоподъемных устройств

226

51. Подготовка, испытание, сдача Регистру судоходства крана КЭМ-6М

5

22

п.п.52, 53 в нормативную продолжительность перегрузки топлива не входят.

52. Подготовка, испытание, сдача Регистру судоходства крана КЭ-39

6

25


Примечания:

1. Расхолаживание реактора производится в соответствии с нормативами времени на расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, приведенными в разделе 3.

2. Время выдержки реактора - время от момента его остановки до начала работ по перегрузке топлива.

3. Время расхолаживания и выдержки реактора в нормативную продолжительность перегрузки активной зоны не входит.

4. Работы по разгерметизации первого контура по окончании выдержки реактора производятся по распоряжению главного инженера-механика после подтверждения в установленном порядке готовности судна к проведению ремонтных и перегрузочных работ на ЯППУ.

5. При производстве перегрузки в два этапа нормативная продолжительность увеличивается на 20 часов за счет повторного выполнения операций, по п.п.3, 4 и швартовки судов технологического обслуживания, формирования санитарно-защитного режима.

6. Нормативная продолжительность перегрузки при четырехсменной работе - 944 часа.

Нормативная продолжительность работ по перегрузке с заменой выемного блока при четырехсменной работе - 1119 часов.

7. Продолжительность выполнения операций п.п.16, 36 может изменяться в зависимости от принятой технологии промывки и радиационной обстановки.

4.3. Персонал, выполняющий работы по перегрузке ядерного топлива, должен быть обучен в соответствии с утвержденными программами, иметь подготовку на тренажерах и макетах, аттестован, получить допуск на право производства работ.

4.4. При совпадении докования судна и перегрузки активной зоны реактора(ов) перегрузка может выполняться:

раздельно - первый этап (операции 1-6, см. таблицу 4.1) до постановки судна в док и второй этап (выполняются последующие операции, см. таблицу 4.1) после вывода судна из дока; или

параллельно с докованием в доке РТП (при наличии технических возможностей дока и принятии соответствующего решения) - операции 1-6 (см. таблицу 4.1) выполняются до постановки судна в док совместно с формированием санитарно-защитного режима и последующие операции (п.7 и далее, см. таблицу 4.1) выполняются при стоянке судна в доке параллельно с доковыми работами.

Время нахождения судна в доке при раздельном проведении перегрузки топлива и доковых работ в нормативную продолжительность перегрузки активной зоны не входит.

4.5. При неблагоприятных метеорологических условиях нормативная продолжительность работ по перегрузке активной зоны увеличивается на фактическое время простоя (операции, требующие открытия люкового закрытия защитной оболочки, прекращаются). Время простоя фиксируется в оперативном журнале.

4.6. В нормативную продолжительность перегрузки ядерного топлива не входят:

затраты времени на производство непредвиденных работ, связанных с неудовлетворительным состоянием отработавшего ядерного топлива;

работы, не предусмотренные технологическим процессом на перегрузку топлива;

контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов;

модернизационные и исследовательские работы;

работы по заводскому ремонту реактора и его узлов, возникшие в результате осмотров и дефектации;

сопутствующие работы, производимые в период перегрузки ядерного топлива специалистами РТП или контрагентских предприятий.

4.7. В численность персонала, указанную в нормативах, не входит вахтенный персонал центрального поста управления и поста наблюдения и управления ремонтом, персонал, осуществляющий радиационный контроль и дезактивацию параллельно с технологическими операциями, а также персонал, выполняющий работы вне контролируемой зоны.

4.8. Эксплуатационный штат судна после перегрузки ядерного топлива вводится приказом судовладельца.

4.9. Трудоемкость и продолжительность испытаний грузоподъемных механизмов судна, обеспечивающих перегрузку топлива, приведены как справочный материал (п.п.51, 52 таблицы 4.1).

4.10. Выгрузка выемного блока с ОТВС не нормируется и производится по отдельному решению, согласованному с заинтересованными организациями и надзорными органами.

ПРИЛОЖЕНИЕ А (обязательное). ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

ПРИЛОЖЕНИЕ А
(обязательное)

A3

- аварийная защита

АПН

- аварийный питательный насос

АТО

- атомно-технологическое обслуживание

ВМ

- вспомогательные механизмы

ВТГ

- вспомогательный турбогенератор

ГВД

- газ высокого давления

ГТГ

- главный турбогенератор

Д

- деаэратор

ЕЦ

- естественная циркуляция

ИК

- ионизационная камера

ИМ

- исполнительный механизм

ИПА

- импульсная пусковая аппаратура

КГ

- компенсирующая группа

КД

- компенсатор давления

МВЗ

- металловодная защита

НКВ

- нижний конечный выключатель

ОПВ

- охладитель пресной воды

ОТВС

- отработавшая тепловыделяющая сборка

ПА

- пусковая аппаратура

ПГ

- парогенератор

ПКГ

- периферийная компенсирующая группа

ПКДП

- плавучий контрольно-дозиметрический пост

ПТБ

- плавучая технологическая база

ПУР

- пост управления расхолаживанием

РК

- радиационный контроль

РПТ

- ремонтно-технологическое предприятие

СК

- стояночный конденсатор

СКГ

- средняя компенсирующая группа

СУЗ

- система управления и защиты

ТВС

- тепловыделяющая сборка

ТП

- термопара

ТС

- термометр сопротивления

ТЯ

- теплый ящик

ФОА

- фильтр осколочной активности

ХЗВ

- холодильник забортной воды

ХФ

- холодильник фильтра

ЦКГ

- центральная компенсирующая группа

ЦНПК

- циркуляционный насос первого контура

ЦНР

- циркуляционный насос расхолаживания

ЦПУ

- центральный пост управления

ШТВС

- штоковая тепловыделяющая сборка

ЭГ

- экспериментальная гильза

ЭКН

- электроконденсатный насос

ЯППУ

- ядерная паропроизводящая установка

ЯР

- ядерный реактор

ЯТ

- ядерное топливо

ЯЭУ

- ядерная энергетическая установка

1к, 2к, 3к

- первый, второй и третий контур.


ПРИЛОЖЕНИЕ Б (обязательное). НОРМАТИВНЫЕ, ПРОЕКТНЫЕ И ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ДОКУМЕНТЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ Б
(обязательное)

Б.1. ОК-900 ТО. Система I контура. Техническое описание и инструкция по эксплуатации.

Б. 2. КЛТ-40 01 ТО. Реактор. Техническое описание и инструкция по эксплуатации.

Б.3. КЛТ-40 00 ТО. Система прочного I контура. Техническое описание и инструкция по эксплуатации.

Б.4. КЛТ-40М 00 ТО. Система прочного I контура. Техническое описание и инструкция по эксплуатации.

Б.5. 944.00.000 ДПО Активная зона реактора ОК-900. Памятка по обращению.

Б.6. ППУ ОК-900 и КЛТ-40. Программа и методика нейтронно-физических измерений на реакторах.

Б.7. КЛТ-40 100 ПМI. Программа и методика нейтронно-физических измерений на реакторах ППУ типа ОК-900 и КТЛ-40.

Б.8. Установка паропроизводящая. Программа и методика теплотехнических испытаний реактора ППУ ОК-900А (КТЛ-40) в период эксплуатации.

Б.9. РД 31.20.40-86. Дополнение к положению о технической эксплуатации морского флота. Атомные суда и суда АТО.

Б.10. РД 31.21.61-94 Правила технической эксплуатации судовых ЯЭУ.

Б.11. 1314-00-ООЗ и Э. Оборудование перегрузочное. Инструкция по эксплуатации.

Б.12. ПБЯ-08-81. Правила ядерной безопасности судовых ядерных энергетических установок.

Б.13. ПБЯ-06.08-77. Правила ядерной безопасности при транспортировке отработавшего ядерного топлива.

Б.14. НРБ-76/87*. Нормы радиационной безопасности.
_________________
* На территории Российской Федерации действуют СП 2.6.1.758-99. - Примечание изготовителя базы данных.

Б.15. ОСП-72/87*. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений.
_________________
* На территории Российской Федерации действуют СП 2.6.1.799-99. - Примечание изготовителя базы данных.

Б.16. СПОРО-85*. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами.
_________________
* На территории Российской Федерации действуют СП 2.6.6.1168-02. - Примечание изготовителя базы данных.

Б.17. ОСТ В 95 10002-83. Вода первого и третьего контуров ЯППУ судов ММФ с водоводяными реакторами. Технические требования, способы поддержания.

Б.18. ОСТ В95.750-79. Оборудование и трубопроводы ППУ. Требования по обеспечению чистоты и порядок вскрытия и закрытия.

Б.19. ОСТ5.9684-77. Обеспечение чистоты внутренних полостей оборудования и систем I очереди СЭУ.

Б.20. ОСТ В95. 547-77 Нормы на гидравлические испытания на прочность и плотность оборудования, трубопроводов арматуры системы 1 контура атомных энергетических корабельных установок с водой под давлением.

Б.21. КУТЯ-430.004 ТП. Типовой технологический процесс.

Б.22. КУТЯ-430.004 МП. Методическое пособие.

Б.23. Совместное решение Минморфлота СССР, Госпроматомнадзора СССР, Организаций п/я В-2250 и ГПУ Минсудпрома СССР "О порядке принятия решений по эксплуатации судов атомного флота при возникновении нештатных ситуаций" N УАФ 12/17 от 19.01.1990 г. (Приложение к письму ММФ N УАФ 12/19 от 22.01.1990 г.).

ПРИЛОЖЕНИЕ В (информационное). МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ВРЕМЕНИ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯППУ ДЛЯ СНЯТИЯ ОСТАТОЧНЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЙ

ПРИЛОЖЕНИЕ В
(информационное)

B.1. РАСЧЕТНОЕ ВРЕМЯ РАСХОЛАЖИВАНИЯ

B.1.1. Нормативное время расхолаживания ЯППУ через парогенераторы и/или холодильник фильтра первого контура для снятия остаточных тепловыделений для варианта постановки атомного судна к причалу, в док, вскрытия первого контура без перегрузки активной зоны и без ремонта системы расхолаживания рассчитывается из условий, что после постановки парогенераторов на хранение допустимая мощность остаточных тепловыделений меньше или равна тепловой мощности расхолаживающих средств при температуре теплоносителя равной 75 °С. Исходя из этого определяется время постановки атомного судна к причалу, в док, начало работ с разгерметизацией первого контура, но не связанных с перегрузкой активной зоны и ремонтом систем, обеспечивающих расхолаживание ЯППУ через холодильник фильтра первого контура.

Тепловая мощность расхолаживающих средств определяется из формуляров этих средств.

В.1.2. Нормативное время расхолаживания ЯППУ через парогенераторы и/или холодильник фильтра первого контура для снятия остаточных тепловыделений для варианта перегрузки ядерного топлива и последующего сухого хранения выгружаемой активной зоны в чехлах рассчитывается из условия, что допустимая мощность остаточных тепловыделений меньше или равна мощности тепловыделений всех отработавших тепловыделяющих сборок. Для варианта мокрого хранения ОТВС допустимая мощность остаточных тепловыделений рассчитывается из условия, что температура отработавшей тепловыделяющей сборки во время выгрузки активной зоны и транспортировки до хранилища не должна превышать установленных допустимых значений.

В.1.3. Мощность тепловыделений всех отработавших тепловыделяющих сборок при условии безопасного сухого хранения в чехлах равна

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, Вт,

где РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - количество отработавших тепловыделяющих сборок, шт.;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - допустимая тепловая мощность, выдерживаемая чехлом для сухого хранения отработавшей тепловыделяющей сборки (определяется из формуляров чехлов).

В.1.4. Мощность остаточных тепловыделений в активной зоне, при которой температура отработавшей тепловыделяющей сборки во время выгрузки активной зоны и транспортировки до хранилища не превышала допустимой температуры для данного типа сборок равна:

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, Вт,

где РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - количество отработавших тепловыделяющих сборок, шт.;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - вес делящегося вещества в одной тепловыделяющей сборке, кг;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - теплоемкость делящегося вещества при температуре равной РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, Дж/кг град.;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - допустимая температура для данного типа отработавшей тепловыделяющей сборки, град.;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - температура отработавшей тепловыделяющей сборки на момент начала его выгрузки из активной зоны, град.;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - время, необходимое для выгрузки отработавшей тепловыделяющей сборки из активной зоны и транспортировки до хранилища с учетом специфики и особенностей данной перегрузки, ч.

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки определяются из формуляров, справочников, Нормативов времени на перегрузку активной зоны реакторов.

В.1.5. Мощность остаточных тепловыделений в активной зоне при отсутствии циркуляции теплоносителя при росте температуры теплоносителя с 75 °С до 95 °С в течение времени, необходимого для пуска насосов первого контура равна

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, Вт,

где РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - объем теплоносителя в реакторе, мРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - удельная теплоемкость теплоносителя при температуре теплоносителя равной 75 °С, Дж/кг град.;

.....* - плотность теплоносителя при температуре теплоносителя равной 75 °С, кг/мРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки;
______________
* Брак оригинала. - Примечание изготовителя базы данных.

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - температура теплоносителя после нагрева и до нагрева в реакторе в течение времени, необходимого для пуска насосов первого контура при разгерметизированном ЯР для выгрузки отработавших тепловыделяющих сборок, °С;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - время, необходимое для пуска насосов первого контура при разгерметизированном ЯР для выгрузки отработавших тепловыделяющих сборок, ч;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - время, необходимое для подачи технологической (промывочной) плиты или крышки, нажимного фланца с базы на атомное судно, ч;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - время, необходимое для установки крышки реактора, ч;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - время, необходимое для установки нажимного фланца, ч;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - время, необходимое для завинчивания гаек главного разъема, ч;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки0,5 ч - время, необходимое для подготовки к заполнению водой первого контура;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки0,8 ч - время, необходимое для заполнения водой первого контура и создания давления в первом контуре свыше 10 кг/смРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки0,4 ч - время, необходимое для запуска насосов первого контура и газоудаления.

Время РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки выбирается из Нормативов времени на перегрузку активной зоны реакторов (таблица 4.1).

В.2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ НОРМАТИВНОГО ВРЕМЕНИ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯР ПО "ГРАФИКУ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОСТАТОЧНЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЙ В РЕАКТОРЕ"

В.2.1. Определить время (в сутках) работы реактора РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки от момента последнего пуска до момента его остановки.

В.2.2. Определить среднюю эксплуатационную мощность РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки от момента последнего пуска до момента его остановки.

В.2.3. Определить допустимую мощность остаточных тепловыделений для необходимого варианта расхолаживания ЯППУ РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки.

В.2.4. Определить отношение допустимой мощности остаточных тепловыделений и средней эксплуатационной мощности реактора РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки.

В.2.5. На оси ординат (рис.В.1) отложить величину отношения РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки и провести горизонтальную линию до пересечения с графиком, соответствующим времени работы установки РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, из точки пересечения опустить на ось абсцисс перпендикуляр. Численное значение, найденное на оси абсцисс, будет соответствовать нормативному времени расхолаживания ЯППУ через парогенераторы и холодильник фильтра первого контура для снятия остаточных тепловыделений.

Рисунок B.1. График для определения остаточных тепловыделений в реакторе

График для определения остаточных тепловыделений в реакторе

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки


РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - мощность остаточных тепловыделений на время РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки, сек, после остановки реактора;

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки - средняя мощность реактора за период работы РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установкидо остановки;

1-4 соответствует РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки1, 2, 5 и 10 часам;

5-15 соответствует РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки1, 2, 5, 10, 20, 40, 60, 100, 200, 400 и - суткам.

Рисунок B.1

В.3. ПРИМЕР РАСЧЕТА ВРЕМЕНИ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ДЛЯ ВАРИАНТА ПОСТАНОВКИ ЛЕДОКОЛА "АРКТИКА" В ДОК

В.3.1. Время работы реакторов РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки от момента последнего пуска до момента остановки равно 200 суток.

В.3.2. Средняя эксплуатационная мощность реакторов РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки за время работы равна 55% РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки для каждого ЯР.

В.3.3. Допустимая мощность остаточных тепловыделений для варианта постановки судна в док РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки равна 0,3% (из формулярных данных).

В.3.4. Рассчитать величину отношения допустимой мощности остаточных тепловыделений к средней эксплуатационной мощности реактора

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки.

В.3.5. Отложить полученные значения РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки на оси ординат графика рис.B.1 и провести горизонтальную прямую до пересечения ее с кривой 13, которая соответствует времени работы реактора РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки200 суток. Опустить перпендикуляр на ось абсцисс, полученное значение времени расхолаживания ЯР для снятия остаточных тепловыделений через парогенераторы и холодильник фильтра первого контура до постановки парогенераторов на хранение составит - 5,4х10РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки с, т.е. 15 часов. Полученное значение времени (15 часов) сопоставить с суммарной продолжительностью технологических операций по п.п.4, 5, 6 таблицы 3.1, которая составляет 54 часа, а для случаев, предусмотренных примечанием 2 к таблице 3.1 - 6 часов. В расчетах полного времени расхолаживания ЯППУ используется наибольшая из указанных величин, т.е. 54 или 15 часов.

В.3.6. Полное время расхолаживания ЯППУ с двумя ЯР, после которого судно может быть поставлено в док, определяется величиной, указанной в п.10 таблицы 3.1, и составит 139 часов. Для случая экстренной постановки судна в док, когда согласно примечанию 2 к таблице 3.1 исключается операция по п.5 продолжительностью 48 часов, из расчета исключается также время по п.п.4, 6 (6 часов) и учитывается время снятия остаточных тепловыделений - 15 часов. Полное время расхолаживания ЯППУ с двумя реакторами для этого варианта составит 69 часов.

ПРИЛОЖЕНИЕ Г. НЕШТАТНЫЕ РЕЖИМЫ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯППУ

ПРИЛОЖЕНИЕ Г

Г.1. ПРИМЕРЫ НЕШТАТНЫХ РЕЖИМОВ РАСХОЛАЖИВАНИЯ И СОСТОЯНИЙ ЯППУ

Г.1.1. Нештатные режимы расхолаживания ЯППУ, не предусмотренные проектной и эксплуатационной документацией могут возникнуть в случаях;

Г.1.1.1. экстренной постановки атомного судна в док, расхолаживания ЯППУ при стоянке в доке и всплытии с дока;

Г.1.1.2. необходимости проведения ремонтных работ, связанных с выводом из действия элементов технических средств, обеспечивающих расхолаживание ЯППУ и/или появлении отказов резервного оборудования;

Г.1.1.3. необходимости проведения ремонтных работ, связанных с вскрытием 1 контура на расхолаживаемой установке;

Г.1.1.4. отказа источников электропитания, включая источники, находящиеся в дежурном резерве.

Г.1.2. Вероятные состояния ЯППУ, следствием которых является необходимость проведения нештатного режима расхолаживания характеризуются:

Г.1.2.1. прекращением подачи забортной воды к СК (КР) и ОПВ (ХЗВ);

Г.1.2.2. прекращением принудительной циркуляции теплоносителя в 1 и 3 контурах или одном из этих контуров (4 контур в работе);

Г.1.2.3. прекращением принудительной циркуляции теплоносителя во всех контурах при заполненных ПГ и полностью заполненных системах 1 и 3 контуров; отвод остановочных тепловыделений возможен только посредством ЕЦ с передачей тепла в металлоконструкции и окружающую среду; (полное обесточивание в сочетании с отказом резервных и аварийных источников электропитания).

Г.2.1. РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ПРОГРАММЕ ИСПЫТАНИЙ

Г.2.1. Целью испытаний является определение продолжительности и безопасных условий расхолаживания ЯППУ при нештатных режимах, разработка инструктивных указаний персоналу с последующим отражением их в эксплуатационной документации в установленном порядке.

Испытания проводятся по программе, разработанной эксплуатирующей организацией, совместно с предприятиями-проектантами судна и ЯППУ и согласованной с местными инспекциями, Госатомнадзора и Регистра РФ.

Г.2.2. Испытания проводятся на расхоложенном реакторе до температуры теплоносителя 1 контура, не превышающей 50 °С в соответствии с эксплуатационно-технической документацией. Допустимая температура теплоносителя на выходе из активной зоны в процессе испытаний не должна превышать величины, установленной эксплуатационной документацией (75 °С). При достижении уровня допустимой температуры теплоносителя 1 контура испытания прекращаются, вводятся в действие штатные средства расхолаживания ЯППУ с целью снижения температуры теплоносителя не ниже 40 °С.

Г.2.3. Программа испытаний должна предусматривать меры безопасности, обеспечивающие постоянную готовность перехода к штатному режиму расхолаживания ЯППУ.

Должно быть организовано изучение программы участниками испытаний и вахтенным персоналом и проведен инструктаж персонала непосредственно перед началом проведения испытаний под расписку.

Г.2.4. Результаты испытаний оформляются с приложением таблиц, замеров контролируемых параметров и графиков изменения температуры теплоносителя в 1, 2 и 3 контурах. Рекомендуемый перечень контролируемых параметров приведен в таблице Г.1.

В акте должны быть отражены:

время с момента начала расхолаживания реактора после остановки до момента перехода на нештатный режим расхолаживания;

продолжительность нештатных режимов расхолаживания;

состояние ЯППУ, до и после испытаний, а также состояние, характерное для испытуемого нештатного режима расхолаживания;

величины мощности остаточных тепловыделений активной зоны на всех этапах испытаний;

принятые меры безопасности.

Г.2.5. Программой может быть предусмотрено проведение испытаний протекания нештатных режимов расхолаживания ЯППУ при состояниях, указанных в п.Г.1.2, или при вероятных сочетаниях этих состояний.

В процессе испытаний постоянно фиксируются показания датчиков системы радиационного контроля.

Порядок проведения испытаний состоит в следующем:

Г.2.5.1. При исследовании процесса расхолаживания в условиях отсутствия подачи забортной охлаждающей воды;

через четверо суток после остановки реактора и стабилизации температуры 1 контура на уровне, не превышающем 50 °С, прекращается подача забортной воды на ОПВ (ХЗВ), в процессе испытаний регистрируются параметры в соответствии с таблицей Г.1, определяется время повышения температуры теплоносителя первого контура до допустимой величины, установленной эксплуатационной документацией, после чего подается забортная вода к ОПВ (ХЗВ) и установка расхолаживается до температуры не ниже 40 °С.


Таблица Г.1

ПЕРЕЧЕНЬ КОНТРОЛИРУЕМЫХ ПАРАМЕТРОВ

N
п.п.

Наименование параметров

Размерность

1

Дата и время остановки реактора

-

2

Энерговыработка активной зоны реактора

МВт·ч

3

Время непрерывной работы реактора до остановки

ч

4

Средняя мощность реактора до остановки

МВт

5

Давление 1 контура

кгс/смРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки

6

Уровень в компенсаторе давления

см, %

7

Температура на выходе из технологических каналов

°С

8

Температура теплоносителя 1 контура на входе

°С

9

Температура теплоносителя 1 контура на выходе

°С

10

Температура 1 контура за ЦНР

°С

11

Температура под крышкой ЦНПК

°С

12

Температура под крышкой ЦНР

°С

13

Температура 3 контура за ЦНПК

°С

14

Температура 3 контура в баке МВЗ, до ОПВ

°С

15

Температура 3 контура за ХФ

°С

16

Температура 3 контура за ЦНР

°С

17

Давление за насосом 3 контура

кгс/смРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки

18

Температура 4 контура

°С

19

Температура пара за ПГ

°С

20

Температура питательной воды перед ПГ

°С

21

Давление за АПН (РПН)

кгс/смРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки

22

Расход теплоносителя от ЦНР

мРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки/час

23

Уровень в расширительной цистерне 3 контура

мм, л

24

Объем теплого ящика

мРД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки

25

Температура воздуха в аппаратном помещении

°С

26

Температура воздуха в помещении ЯППУ

°С

27

Температура воздуха в помещении ХЗВ

°С

28

Температура воздуха в помещении клапанов 3 контура

°С

29

Температура воздуха в помещении расширительной цистерны 3 контура

°С

30

Температура воздуха в МКО

°С

31

Мощность нейтронного потока по ПА, ИПА, реактиметру

дел. шкалы, %, Ма


Г.2.5.2. При исследовании влияния рассеивания тепла в системе 2 и 3 контуров в условиях отсутствия подачи забортной охлаждающей воды:

испытания проводятся в порядке, предусмотренном в п.Г.2.5.1, до достижения допустимого уровня температуры теплоносителя 1 контура, после чего запускаются два ЦНПК на МС и организовывается прокачка двух ПГ питательной водой по схеме ТЯ (Д)-АПН-ПГ-СК (КР)-ЭКН. КР(СК)-ТЯ(Д); ЦНР останавливается, принудительная циркуляция теплоносителя в системе 3 контура сохраняется, подача забортной воды к СК (КР) и ОПВ (ХЗВ) прекращается; регистрируются контролируемые параметры согласно таблице Г.1; не допускается подъем температуры выше допустимого значения.

Г.2.5.3. При исследовании потенциальных возможностей расхолаживания установки при естественной циркуляции теплоносителя первого контура:

расхолаживание осуществляется по магистрали 2 контура через ПГ и СК (КР) при сохранении подачи забортной воды в систему 4 контура и принудительной циркуляции теплоносителя 3 контура, ЦНР и ЦНПК - остановлены.

Г.2.6. В целях оценки влияния мощности остаточных тепловыделений на процесс расхолаживания при различных состояниях ЯППУ испытания повторяются с интервалом в 3-4 суток.



Электронный текст документа
подготовлен АО "Кодекс" и сверен по:
/ Министерство транспорта России.
Департамент морского транспорта. - С-Пб., 1994

Доступ к полной версии этого документа ограничен

Ознакомиться с документом вы можете, заказав бесплатную демонстрацию систем «Кодекс» и «Техэксперт».

Что вы получите:

После завершения процесса оплаты вы получите доступ к полному тексту документа, возможность сохранить его в формате .pdf, а также копию документа на свой e-mail. На мобильный телефон придет подтверждение оплаты.

При возникновении проблем свяжитесь с нами по адресу spp@kodeks.ru

РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки

Название документа: РД 31.21.86-95 Нормативы времени на перегрузку активных зон судовых реакторов, расхолаживание и разводку паропроизводящей установки

Номер документа: 31.21.86-95

Вид документа: РД

Принявший орган: Минтранс России

Статус: Действующий

Опубликован: / Министерство транспорта России. Департамент морского транспорта. - С-Пб., 1994 год
Дата принятия: 31 января 1995

Дата начала действия: 01 июня 1995
Информация о данном документе содержится в профессиональных справочных системах «Кодекс» и «Техэксперт»
Узнать больше о системах