• 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

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