ГОСТ 26843-86

Группа Ф67

     

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ

Общие требования к системе управления и защиты

Nuclear power reactors. General requirements for control and testify systems

ОКСТУ 6933

Дата введения 1987-07-01

Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 18 марта 1986 г. N 559 срок введения установлен с 01.07.87

ВНЕСЕНО Изменение N 1, утвержденное и введенное в действие Постановлением Госстандарта СССР от 07.09.89 N 2711 с 01.05.90

     Изменение N 1 внесено изготовителем базы данных по тексту ИУС N 12, 1989 год

Настоящий стандарт распространяется на системы управления и защиты (СУЗ) ядерных энергетических реакторов атомных электростанций, а также атомных станций теплоснабжения, атомных теплоэлектроцентралей, атомных станций промышленного теплоснабжения и входящие в них технические средства, выпуск которых запланирован после 01.07.87, и устанавливает общие требования к СУЗ.

Системы и технические средства, производство (изготовление) которых начато до 01.07.87, должны быть приведены в соответствие с требованиями настоящего стандарта до 01.01.94.

(Измененная редакция, Изм. N 1).

1. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СУЗ

1.1. Проектная и рабочая конструкторская документация на СУЗ должна соответствовать требованиям настоящего стандарта.

СУЗ должна соответствовать требованиям настоящего стандарта и ТУ на конкретный тип СУЗ.

(Измененная редакция, Изм. N 1).

1.2. Требования к конструкции

1.2.1. СУЗ должна включать в себя следующие составные части:

первичные измерительные преобразователи;

исполнительные механизмы (ИМ) СУЗ;

аппаратуру СУЗ;

линии связи.

В состав СУЗ следует включать средства, используемые при проверке технических средств, входящих в СУЗ.

1.2.2. СУЗ должна обеспечивать функцию контроля с выдачей на показывающие и регистрирующие приборы:

относительно уровня мощности реактора (не менее чем тремя независимыми между собой каналами контроля уровня мощности с показывающими приборами);

периода увеличения относительного уровня мощности реактора (не менее чем тремя независимыми между собой каналами периода с показывающими приборами);

реактивности (при необходимости);

положения рабочих органов СУЗ в активной зоне реактора.

Допускается аппаратурное совмещение каналов контроля уровня мощности и периода (уровня и реактивности).

Не менее двух из общего числа указанных каналов контроля должны быть оснащены записывающими (регистрирующими) приборами.

При применении каналов, работающих в ограниченных диапазонах, их рабочие диапазоны должны быть перекрыты не менее чем в пределах одной декады.

Если перечисленные независимые каналы контроля не обеспечивают контроль нейтронного потока при перегрузке и ремонтных работах, то реактор должен быть оборудован дополнительной системой контроля. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на период ремонта и перегрузки активной зоны реактора, и должна включать в себя не менее двух независимых каналов контроля относительного уровня мощности реактора с показывающими приборами.

(Измененная редакция, Изм. N 1).

1.2.3. СУЗ должна обеспечивать следующие функции управления:

пуск реактора, не допуская разгона реактора с периодом короче допустимого;

изменение мощности реактора при пуске, остановке, переходе с одного режима на другой;

поддержание требуемой мощности реактора;

автоматическое или ручное регулирование распределения энерговыделения по активной зоне реактора при необходимости;

регулирование (при необходимости) параметров теплоносителя первого и второго контура, при которых обеспечиваются спецификационные выходные параметры рабочего тела ядерной энергетической установки в режимах нормальной эксплуатации;

ограничение мощности реактора в зависимости от состава основного оборудования, находящегося в работе;

автоматическое или вручную снижение мощности при изменении условий эксплуатации реактора.

Характеристики СУЗ, определяющие качество управления и степень его автоматизации, должны быть установлены в ТУ на конкретный тип СУЗ.

(Измененная редакция, Изм. N 1).

1.2.3а. В СУЗ допускается выполнение функции предупредительной защиты, осуществляющей автоматическую разгрузку энергоблока до заранее установленного уровня мощности.

Примечание. Предупредительная защита ядерного реактора - управляющее воздействие, выражающееся, как правило, в частичном снижении мощности реактора с целью предупреждения срабатывания аварийной защиты.

(Введен дополнительно, Изм. N 1).

1.2.4. СУЗ должна обеспечивать выполнение функции аварийной защиты в соответствии с требованиями Правил ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74), утвержденных Госатомнадзором и "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82)", утвержденных Минэнерго СССР, Минздравом СССР.

1.2.5. Должны быть предусмотрены меры для оперативного выявления срабатывания аварийной защиты.

1.2.6. Аварийная защита должна обладать приоритетом перед другими видами управления.

1.2.7. СУЗ должна обеспечивать автоматическое включение отличительной световой и звуковой сигнализации и выдачу сигналов во внешние системы при появлении сигналов аварийной защиты (AЗ), предупредительных сигналов (ПС), неисправности оборудования СУЗ, автоматическом изменении режимов работы СУЗ.

(Измененная редакция, Изм. N 1).

1.2.7а. С целью восстановления картины возникновения и развития аварийного процесса и действий персонала СУЗ должна обеспечивать непрерывную выдачу в систему централизованного контроля (СЦК) сигналов для регистрации следующих параметров:

относительного уровня мощности реактора не менее чем по двум каналам;