• Текст документа
  • Статус
Оглавление
Поиск в тексте
Действующий


РБ-145-18

     
Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Мониторинг радиационной нагрузки и определение радиационного ресурса оборудования ВВЭР"


УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 01.06.2018 г. N 239

I. Общие положения

1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Мониторинг радиационной нагрузки и определение радиационного ресурса оборудования ВВЭР" (РБ-145-18) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила контроля основного металла, сварных соединений и наплавленных поверхностей при эксплуатации оборудования, трубопроводов и других элементов атомных станций" (НП-084-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 07 декабря 2015 г. N 502 (зарегистрирован Минюстом России 10 марта 2016 г., регистрационный N 41366) (далее - НП-084-15).

2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по проведению мониторинга радиационной нагрузки и определению радиационного ресурса оборудования водо-водяного энергетического реактора.

3. Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на оборудование водо-водяных энергетических реакторов, подверженное реакторному облучению, для которого необходимо проводить контроль текущего значения параметров нейтронного облучения в зонах контроля, полученного в результате мониторинга в соответствии с требованиями НП-084-15.

4. Настоящее Руководство по безопасности рекомендуется для применения юридическим лицам, осуществляющим проектирование, конструирование, изготовление, эксплуатацию и вывод из эксплуатации оборудования атомных станций.

5. Положения настоящего Руководства по безопасности рекомендуется учитывать при формировании требований эксплуатирующей организации к контролю радиационной нагрузки оборудования при эксплуатации атомных станций.

6. Настоящее Руководство по безопасности разработано с учетом отечественного и зарубежного опыта по мониторингу радиационной нагрузки и определению радиационного ресурса оборудования атомных станций.

7. Перечень сокращений, использованных в настоящем Руководстве по безопасности, приведен в приложении N 1. Термины и определения - в приложении N 2.

II. Организация и проведение мониторинга радиационной нагрузки

8. Мониторинг РН выполняется для оборудования реакторов типа ВВЭР, для которого в соответствии с требованиями НП-084-15 предусмотрен эксплуатационный контроль радиационного охрупчивания металла, а также для другого оборудования, свойства металла которого подвержены деградации вследствие нейтронного облучения. Мониторинг РН проводится с целью периодического или непрерывного учета и контроля параметров нейтронного облучения в зонах контроля.

9. Оценку состояния оборудования (запаса до достижения оборудованием предельного состояния) рекомендуется проводить с использованием параметра РН, применяемого для прогнозирования изменения свойств металла данного оборудования под действием облучения, и сравнением значения параметра РН с его предельным значением, полученным с учетом установленных критериев радиационной повреждаемости. При определении параметров и критериев рекомендуется использовать расчетно-экспериментальный метод. Оценку параметров и критериев рекомендуется проводить с приемлемой степенью консервативности.

10. Эксплуатирующей организации рекомендуется осуществлять организацию работ по мониторингу РН оборудования реакторов ВВЭР действующих энергоблоков АС с привлечением специализированных организаций, имеющих соответствующую лицензию, квалифицированных сотрудников с соответствующим опытом работы.

11. Мониторинг РН включает в себя:

расчетно-экспериментальную оценку функционалов поля нейтронов в местах проведения контроля;

подсчет и оценку текущих значений параметров РН;

прогноз параметров РН на момент окончания срока эксплуатации энергоблока;

оценку неопределенности параметра РН;

мониторинг параметров РН оборудования с использованием ОС;

определение консервативных предельных значений параметров РН;

сопоставление результатов оценок параметров РН с их предельными значениями;

оценку запаса до достижения предельного значения параметров РН;

оформление документов по результатам проведенного мониторинга.

12. Рекомендуется вести мониторинг РН в характерных точках оборудования ВВЭР (точках, которые характеризуются максимальным значением критериев радиационной повреждаемости) в течение всего периода эксплуатации, в том числе при продлении срока эксплуатации. В случае если ранее мониторинг РН для этих точек не был предусмотрен, рекомендуется проводить оценку функционалов поля нейтронов на оборудовании ВВЭР за все время эксплуатации для всего оборудования, для которого необходимо проводить контроль текущего значения параметров нейтронного облучения в зонах контроля, полученного в результате мониторинга. Выбор характерных точек оборудования рекомендуется проводить на основе анализа максимальных значений критериев радиационной повреждаемости, оцененных, в том числе по результатам разрушающего контроля металла оборудования, включая испытания ОС. Анализ максимальных значений критериев радиационной повреждаемости рекомендуется проводить эксплуатирующей организацией с привлечением организаций, выполнявших конструирование (проектирование) и изготовление оборудования.

13. Результаты мониторинга рекомендуется приводить в отчетах, разрабатываемых на АС, при обосновании эксплуатации в каждую кампанию работы реактора.

14. Значению параметра РН в характерных точках оборудования ставится в соответствие значение критерия радиационной повреждаемости, согласно прогнозной зависимости радиационного повреждения, установленной в проекте. При этом неопределенность (погрешность) текущего значения параметра РН определяет границы неопределенности оценки критерия радиационной повреждаемости согласно прогнозной зависимости.

15. Предельные значения параметров РН оборудования рекомендуется устанавливать конструкторской (проектной) организации на стадии проектирования по каждому из установленного для этого оборудования параметру на основе:

требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии;

требований норм и правил по прогнозной зависимости радиационного повреждения, установленной в проекте;

выбранных критериев радиационной повреждаемости оборудования из расчетов на прочность рассматриваемого оборудования;

требований конструкторской (проектной) документации.

16. В случаях когда предельные значения параметров РН оборудования отсутствуют, эксплуатирующей организации рекомендуется установить и согласовать критерии радиационной повреждаемости с привлечением организации, выполнявшей конструирование (проектирование) и изготовление указанного оборудования.

17. По мере приближения параметра, полученного по результатам мониторинга, к своему предельному значению эксплуатирующей организации рекомендуется принимать решение о возможности и условиях дальнейшей эксплуатации оборудования, включая разработку компенсирующих мероприятий по смягчению механизмов старения. Решение рекомендуется согласовывать с организацией, выполнявшей конструирование (проектирование) и изготовление оборудования.

III. Номенклатура групп оборудования и параметров для проведения мониторинга радиационной нагрузки

18. Номенклатуру групп оборудования для проведения мониторинга рекомендуется обосновывать в проекте АС и приводить в ООБ АС. Рекомендации по объектам и объему мониторинга РН для включения в номенклатуру приведены в приложении N 3 к настоящему Руководству по безопасности. На основании рекомендаций приложения N 3 к настоящему Руководству по безопасности эксплуатирующей организации для каждого блока АС рекомендуется разрабатывать номенклатуры групп оборудования для проведения мониторинга.

19. По согласованию с разработчиками проектов РУ и АС эксплуатирующей организации рекомендуется дополнять указанную номенклатуру групп оборудования другим оборудованием, исходя из опыта эксплуатации, опыта мониторинга РН оборудования либо новых оценок критериев радиационной повреждаемости. При этом рекомендуется приводить в ООБ АС обоснование отнесения оборудования к указанной номенклатуре.

20. В проекте АС рекомендуется приводить перечень параметров РН и сроки службы для всего оборудования, выбранного для проведения мониторинга.

21. Примерный перечень параметров РН, рекомендуемых для учета и контроля при проведении мониторинга, приведен в приложении N 4 к настоящему Руководству по безопасности. Выбор параметров для мониторинга рекомендуется проводить на основе анализа максимальных значений критериев радиационной повреждаемости, оцененных, в том числе по результатам испытаний ОС.

22. Установленный конструкторской (проектной) организацией или эксплуатирующей организацией перечень параметров РН оборудования рекомендуется обосновывать с учетом:

опыта конструирования, изготовления, монтажа, ввода в эксплуатацию, эксплуатации оборудования;

результатов аналитических исследований и расчетов на прочность;

результатов испытаний ОС, в том числе результатов ускоренных испытаний на старение;

прогнозируемых механизмов старения и деградации оборудования.

IV. Рекомендации по установлению методов мониторинга радиационной нагрузки

23. Проводимый в процессе мониторинга контроль (учет) параметров РН на оборудовании реактора и на ОС во время эксплуатации реактора рекомендуется проводить по методикам, разработанным эксплуатирующей организацией, на основе расчетно-экспериментального метода.

24. При этом рекомендуется учитывать следующее:

методика учета параметров РН на оборудовании реактора при эксплуатации должна предусматривать возможность расчетного определения накопленного параметра РН (с обоснованной оценкой погрешности) в характерных точках оборудования по каждой кампании в отдельности;

допускается определять усредненные за кампанию и приведенные к номинальной мощности значения параметров, но с учетом всех изменений в работе реактора за кампанию;

рекомендуется дополнительно учитывать показания фактических реакторных данных по загрузкам активной зоны при оценках текущих значений параметров РН;

методику расчета параметров РН на оборудовании конкретного энергоблока рекомендуется обосновывать измерениями (например, нейтронно-активационными в соответствии с Руководством по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" (РБ-018-01), утвержденному постановлением Госатомнадзора России от 17 декабря 2001 г. N 14 (далее - РБ-018-01)) на данном энергоблоке с периодичностью не реже 1 раза в 6 лет;

рекомендуется проведение дополнительной аттестации и валидации ПС, используемых в методике расчета, для характерных точек с учетом размещения оборудования ВВЭР, для которого предусмотрен мониторинг. При отсутствии результатов верификации и валидации ПС рекомендуется введение дополнительных коэффициентов запаса (например, в соответствии с Руководством по безопасности "Учет флюенса быстрых нейтронов на корпусах и образцах-свидетелях ВВЭР для последующего прогнозирования радиационного ресурса корпусов (РБ-007-99), утвержденному постановлением Госатомнадзора России от 21 апреля 1999 г. N 2 (далее - РБ-007-99)).

25. Кроме того, подтверждение полученных оценок всех функционалов поля нейтронов, используемых для определения параметров РН, дополнительные измерения рекомендуется проводить:

в первые три кампании (для подтверждения проектных значений параметров);

в случае когда при прогнозном расчете получено отклонение функционалов поля нейронов в максимуме распределения на оборудовании более 10% в сравнении с аналогичным значением функционалов поля нейронов в завершенные кампании, подтвержденные измерениями;

при переходе на эксплуатацию на повышенном уровне мощности РУ, увеличении межремонтных интервалов, внедрении новых видов топлива, любых конструкционных изменениях оборудования, влияющих на изменение параметров РН.

26. Рекомендуется проводить прогнозирование параметров РН в характерных точках оборудования реактора на проектный срок службы оборудования реактора после завершения каждой кампании с использованием текущих значений параметров РН. Полученное значение сравнивается с предельным значением параметров РН в характерных точках оборудования реактора.

27. При этом с целью обеспечения консервативности рекомендуется прогноз параметров РН представлять с учетом его погрешности, то есть в виде:

РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии , (1)


где:

РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии - прогнозируемое на проектный срок службы значение параметра РН;

РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии - расчетное значение параметра РН на проектный срок службы;

РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии - оцененные погрешности соответствующих величин РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии для уровня доверительной вероятности 0,95.

28. Процедуру прогноза, критерии контроля и принимаемые меры рекомендуется разрабатывать эксплуатирующей организацией с учетом того, что к концу проектного срока службы проектные значения параметров РН не были превышены.

29. В части обеспечения консерватизма исходных данных, применяющихся при оценках параметров РН оборудования, рекомендуется проводить оценку неопределенности расчетных значений всех функционалов поля нейтронов в характерных точках оборудования.

30. Составляющие неопределенности расчетного значения функционалов поля нейтронов на оборудовании ВВЭР, имеющие случайный характер, рекомендуется рассматривать как независимые и имеющие нормальное распределение.

31. В случае наличия экспериментальных данных, полученных на конкретном энергоблоке, рекомендуется при оценке параметров РН использовать подход по улучшенной оценке параметров с учетом неопределенности расчетных и экспериментальных методов. Рекомендации по улучшенной консервативной оценке критических параметров приведены в приложении N 5 к настоящему Руководству по безопасности. В случае отсутствия экспериментальных данных рекомендуется использовать обоснованные коэффициенты запаса (например, в соответствии с РБ-007-99).

32. Результаты прогнозных оценок рекомендуется корректировать в сторону уменьшения, с учетом уточнения консервативных коэффициентов запаса по мере усовершенствования расчетной методики, позволяющей получить лучшее совпадение с измерениями, проведенными ранее, или при проведении дополнительных измерений на АС и последующем тестировании расчетных результатов.

V. Рекомендации к мониторингу критериев радиационной повреждаемости оборудования с использованием образцов-свидетелей

33. Контроль (учет) критериев радиационной повреждаемости по ОС рекомендуется проводить в соответствии с программой контроля критериев радиационной повреждаемости по ОС. Программу (регламент) контроля рекомендуется составлять для каждой РУ. Программа разрабатывается эксплуатирующей организацией. Примерное содержание программы приведено в приложении N 6 к настоящему Руководству по безопасности.

34. Мониторинг критериев радиационной повреждаемости оборудования с использованием ОС рекомендуется проводить специализированным организациям, имеющим соответствующую лицензию, квалифицированных работников с соответствующим опытом работы и привлекаемых эксплуатирующей организацией для реализации материаловедческих исследований ОС.

35. Для оборудования, в отношении которого предусмотрен мониторинг критериев радиационной повреждаемости, рекомендуется предусматривать места вырезки металла для эксплуатационного разрушающего контроля, перечень образцов, изготовленных из вырезанного металла, и соответствующие методы разрушающего контроля. Необходимость вырезки образцов из оборудования обосновывается эксплуатирующей организацией и выполняется после принятия соответствующего решения и внесения изменений в ООБ АС.

36. Процедура контроля критериев радиационной повреждаемости по ОС включает в себя:

анализ исходных данных;

реализацию контроля критериев радиационной повреждаемости с использованием ОС;

оценку результатов контроля критериев радиационной повреждаемости.

37. Анализ исходных данных рекомендуется проводить с использованием следующих результатов мониторинга:

предельно допустимых значений критериев радиационной повреждаемости металла оборудования, установленных проектом РУ;

консервативных прогнозных зависимостей критериев радиационной повреждаемости металла оборудования от параметра РН, установленных проектом РУ;

значений параметра РН, соответствующих проектному сроку службы, и отношения значений различных параметров РН между собой (например, ФБН к СНА) в характерных точках металла оборудования, установленных в проекте РУ.

38. Рекомендуемая процедура контроля критериев радиационной повреждаемости с использованием ОС включает в себя следующие позиции:

на момент выгрузки партии ОС (или вырезки образцов металла оборудования)РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии определяется текущее значение параметра РН в характерной точке оборудования с оценкой неопределенности параметра, соответствующей уровню доверительной вероятности 0,95;
_______________
РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии Далее под ОС, если особо не оговорено, понимается партия выгруженных ОС или вырезанные образцы металла КР, предназначенные для оценки текущего значения параметра РН.


на основе испытаний выгруженной партии ОС (или вырезанных образцов металла оборудования) определяется значение критериев радиационной повреждаемости и устанавливаются для него (для них) значения параметров РН, полученные с использованием НАД сопровождения и расчетов переноса нейтронов. Значения критериев радиационной повреждаемости и параметров РН представляются с оценкой неопределенности, соответствующей уровню доверительной вероятности 0,95;

для установленного значения параметра РН на ОС с использованием прогнозной зависимости критериев радиационной повреждаемости металла оборудования от параметра РН, установленной в проекте РУ, определяется прогнозное (среднее) значение критериев радиационной повреждаемости металла оборудования;

оцененное по ОС значение критериев радиационной повреждаемости металла оборудования сравнивается с прогнозным (средним) значением критериев радиационной повреждаемости металла оборудования, с учетом неопределенности значения критериев радиационной повреждаемости на ОС, неопределенности параметра РН на ОС и неопределенности прогнозной зависимости критериев радиационной повреждаемости, обусловленной неопределенностью значения текущего параметра РН в характерной точке оборудования.

39. Рекомендуется учитывать следующие факторы при оценке результатов контроля критериев радиационной повреждаемости:

результаты контроля считаются удовлетворительными, если оцененное по ОС значение критериев радиационной повреждаемости металла оборудования не превышает прогнозное значение критерия с учетом их неопределенности, то есть области неопределенности не перекрываются;

результаты контроля считаются приемлемыми, если области неопределенности перекрываются, но оцененное по ОС значение критериев радиационной повреждаемости металла оборудования не превышает нижнюю границу неопределенности прогнозного значения параметра. При дальнейшей эксплуатации оборудования рекомендуется принимать меры, обеспечивающие снижение РН на оборудование (или другие адекватные решения), с соответствующей корректировкой ООБ АС;

результаты контроля считаются приемлемыми, если оцененное по ОС значение критериев радиационной повреждаемости металла оборудования находится в пределах границ неопределенности прогнозного значения параметра. При дальнейшей эксплуатации выгрузка и испытания следующей партии ОС рекомендуется выполнить до срока, когда обеспечена консервативность прогнозной зависимости с учетом неопределенности;

результаты контроля считаются неудовлетворительными (не приемлемыми), если оцененное по ОС значение критериев радиационной повреждаемости металла оборудования превышает верхнюю границу неопределенности прогнозного значения критериев радиационной повреждаемости. Возможность дальнейшей эксплуатации КР определяется соответствующим решением эксплуатирующей организации, содержащим обоснование непревышения предельно допустимого значения критериев радиационной повреждаемости металла КР к концу проектного срока службы, представленного в ООБ.

40. Мониторинг РН на ОС рекомендуется проводить для каждого ОС.

41. Методика учета параметров РН на ОС предусматривает оценку распределения параметров РН (с обоснованной оценкой погрешности) по объему ОС, усредненных за время облучения контейнера с ОС в реакторе и приведенных к номинальной мощности. При форме ОС в виде параллелепипеда с V-образным вырезом (тип Шарпи) определяются параметры РН в восьми углах параллелепипеда, а также в основании V-образного выреза. Рекомендуется разрабатывать алгоритм интерполяции (определения) параметров РН по объему ОС.

42. Методика учета параметров РН на ОС обосновывается с учетом нейтронно-активационных измерений с использованием НАД сопровождения (или измерений активности материала ОС).

43. При сравнении и оценке результатов контроля критериев радиационной повреждаемости оборудования с использованием результатов контроля по ОС вместо коэффициентов опережения на основе ФБН рекомендуется использовать значения коэффициентов опережения на основе СНА, если коэффициент опережения по СНА меньше коэффициента опережения по ФБН (с учетом рекомендаций по использованию параметра СНА в приложении N 7 к настоящему Руководству по безопасности).

44. Рекомендуется определить критерий корректности оцениваемого по ОС значения критериев радиационной повреждаемости, исходя из необходимого и достаточного количества ОС в выгруженной партии результатов испытаний ОС.

45. При этом рекомендуется учитывать, что разброс параметра РН (ФБН и(или) СНА) по группе ОС, используемых для определения критериев радиационной повреждаемости, не должен превышать ±10% относительно среднего по группе значения параметра РН (ФБН и(или) СНА). Температура облучения ОС не должна отличаться от рабочей температуры оборудования более чем на 10°С.

46. Контрольный комплект ОС рекомендуется поставлять для основного материала всех обечаек и материала всех сварных соединений КР, для которых к концу проектного срока службы ФБН превысит значение 10РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии нейтр./смРБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии и в которых:

имеется различие в химическом составе основных элементов и примесей;

имеется различие в термообработке;

имеется различие в технологии сварки и в партии сварочных материалов.

47. Выгрузку и испытания ОС рекомендуется осуществлять не менее 6 раз за проектный срок службы КР. Первый раз выгрузку и испытания ОС рекомендуется проводить через 3 года (при использовании новых, не апробированных материалов) после начала эксплуатации. Периодичность выгрузки рекомендуется устанавливать с тем условием, что к моменту первой выгрузки ФБН (с энергией больше 0,5 МэВ) на КР будет составлять не менее 10РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии нейтр./смРБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии . Номенклатуры ОС первой выгрузки рекомендуется выбирать в соответствии с номенклатурой ОС контрольного комплекта с целью проверки чувствительности металла КР к нейтронному облучению и оценки коэффициентов опережения. Периодичность выгрузки ОС рекомендуется уточнять по результатам испытаний ОС предыдущих выгрузок и с учетом того, что ФБН на ОС последней выгрузки должен превышать проектный ФБН на КР. Выгрузки между первой и последней рекомендуется распределять равномерно по набираемому значению ФБН, при этом следует предусмотреть, чтобы набираемый ФБН между последовательными выгрузками соответствовал эксплуатации КР не более 10 лет.

48. В зависимости от результатов испытаний ОС первой выгрузки последующие сроки выгрузки могут быть изменены по согласованию между эксплуатирующей организацией, разработчиком проекта РУ и материаловедческой организацией.

49. ОС рекомендуется устанавливать таким образом, чтобы коэффициент опережения по значению параметра РН на оборудование находился в пределах от 1 до 2 по сравнению с максимальными значениями параметра РН на оборудовании.

VI. Рекомендации по альтернативной оценке радиационного ресурса оборудования с учетом результатов мониторинга

50. В соответствии с принципом оценки радиационного повреждения металла оборудования ВВЭР под действием РН критерию радиационной повреждаемости ставится в соответствие параметр РН.

Примечание. Например, в соответствии с "Нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок" (ПНАЭ-Г-7-002-86), утвержденными постановлением Госатомэнергонадзора СССР от 05 ноября 1986 г. N 5, критической температуре хрупкости ставится в соответствие ФБН.

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

РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Мониторинг радиационной нагрузки и определение радиационного ресурса оборудования ВВЭР"

Название документа: РБ-145-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Мониторинг радиационной нагрузки и определение радиационного ресурса оборудования ВВЭР"

Номер документа: 145-18

Вид документа: РБ

Принявший орган: Ростехнадзор

Статус: Действующий

Дата принятия: 01 июня 2018

Дата начала действия: 01 июня 2018
Информация о данном документе содержится в профессиональных справочных системах «Кодекс» и «Техэксперт»
Узнать больше о системах