БЕСПЛАТНО проверьте актуальность своей документации
с «Кодекс/Техэксперт АССИСТЕНТ»

     
     ГОСТ 27445-87
(СТ СЭВ 6633-89)*
______________________
* Обозначение стандарта.
Измененная редакция, Изм. N 1.

Группа Ф72

     

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА
ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Общие технические требования

Neutron flux monitoring systems for control and protection of nuclear reactors.
General technical requirements

     

ОКП 43 6241

Срок действия с 01.01.89
до 01.01.94**
_______________________________
** Ограничение срока действия снято
по протоколу N 3-93 Межгосударственного Совета
по стандартизации, метрологии и сертификации
(ИУС N 5/6, 1993 год). - Примечание изготовителя базы данных.

     

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 21.10.87 N 3965

2. Срок первой проверки - 1993 г., периодичность проверки - 5 лет

3. Стандарт соответствует СТ СЭВ 382-76 и СТ СЭВ 2437-80 в части, касающейся требований к пожаробезопасности (группы возгораемости материалов)

4. Стандарт соответствует международному стандарту МЭК 231

5. ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

6. ССЫЛОЧНЫЕ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ДОКУМЕНТЫ

Обозначение НТД, на которые дана ссылка

Номер пункта, подпункта, приложения

ГОСТ 8.207-76

Приложение 5

ГОСТ 8.326-78

12.2, 12.5

ГОСТ 8.355-79

12.12

ГОСТ 8.437-81

12.1, 12.2

ГОСТ 8.438-81

12.4

ГОСТ 12.2.007.0-75

8.2

ГОСТ 12997-84

7.2

ГОСТ 14642-69

Приложение 1

ГОСТ 21786-76

5.4

ГОСТ 21829-76

5.3

ГОСТ 23000-78

5.2

ГОСТ 23082-78

Приложение 1

ГОСТ 26344.0-84

1.6

ГОСТ 27451-87

12.10, 12.11

НРБ-76

8.1

Общесоюзные нормы допускаемых индустриальных помех 1-72-9-72

11.2

ОПБ-82

1.1; 10.3

ОСП-72/80

8.1

ПБЯ-02-78

1.1

ПБЯ-03-75

1.1

ПБЯ-04-74

1.1, 10.3

СПАЭС-79

8.1



ВНЕСЕНО Изменение N 1, утвержденное и введенное в действие Постановлением Госстандарта СССР от 26.03.90 N 569 с 01.01.91

     Изменение N 1 внесено изготовителем базы данных по тексту ИУС N 6, 1990 год


Настоящий стандарт распространяется на системы и входящие в них технические средства (далее в тексте - системы), предназначенные для контроля нейтронного потока ядерных корпусных энергетических и исследовательских реакторов и критических сборок (в дальнейшем реакторов).

Пояснения терминов, используемых в стандарте, приведены в справочном приложении 1.

1. ТРЕБОВАНИЯ НАЗНАЧЕНИЯ

1.1. Системы должны разрабатываться, изготавливаться и эксплуатироваться в соответствии с требованиями настоящего стандарта, "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82)", утвержденных Госкомитетом по использованию атомной энергии СССР, "Правил ядерной безопасности критических стендов (ПБЯ-02-78)"*, "Правил ядерной безопасности исследовательских реакторов (ПБЯ-03-75)"**, "Правил ядерной безопасности для атомных электростанций (ПБЯ-04-74)", утвержденных Госатомнадзором СССР, и нормативно-технической документации (НТД) на системы конкретного типа, утвержденной в установленном порядке.

_______________

* На территории Российской Федерации действуют НП-008-98.

**  На территории Российской Федерации действуют НП-009-04. - Примечание изготовителя базы данных.

1.2. Системы должны обеспечивать контроль за относительными изменениями физической мощности реактора и скоростью (периодом) этих изменений по изменениям плотности потока нейтронов и осуществлять:

1) формирование дискретных сигналов аварийной защиты по относительной физической мощности и скорости (периоду) ее изменения;

2) формирование дискретных сигналов различных ступеней (блокировки перемещений, предупредительной защиты и др.);

Примечание. Номенклатура сигналов определяется требованиями СУЗ;

3) формирование сигналов в СУЗ для регулирования и управления;

4) формирование сигналов о состоянии систем, в том числе о переключении поддиапазонов измерений, исправности технических средств, входящих в системы, наличии электропитания и др.;

5) регистрацию и представление информации, в том числе, формирование сигналов для световой и звуковой сигнализации по функциям перечислений 1, 2, 4, а также звуковую индикацию сигналов от БД и УД в диапазоне источника;

6) формирование сигналов для передачи в подсистемы и комплексы АСУТП атомной станции.

1.3. Состав функций, выполняемых системами по п.1.2, их конкретизация и условия (логика) выполнения должны быть установлены в НТД на системы конкретного типа.

1.4. Системы должны обеспечивать выполнение функций по п.1.2 во всех режимах работы реакторов: подкритическом состоянии, переходном, стационарном и аварийном режимах, включая максимальную проектную аварию (МПА), при кратковременных остановках и загрузке (перегрузке) топлива во всем диапазоне изменений плотности потока нейтронов.

В случае использования измерительных каналов, работающих в ограниченных поддиапазонах изменений плотности потока нейтронов (например, в диапазоне источника, промежуточном диапазоне, энергетическом диапазоне), взаимное перекрытие двух соседних поддиапазонов должно составлять не менее одного десятичного порядка.

Аппаратура должна иметь возможность корректировки сигналов БД и УД по тепловой мощности реактора в пределах 10% от уровня номинальной мощности.

(Измененная редакция, Изм. N 1).

1.5. В технических условиях (ТУ) на БД и УД конкретного типа должны быть установлены:

1) диапазон (поддиапазоны) измерений плотности потока нейтронов (от 10 до 1,2·10 1/см·с);

2) пределы допускаемой основной погрешности измерений по плотности потока нейтронов;

3) функция преобразования, нормируемая зависимостью выходных сигналов от значений плотности потока нейтронов;

4) диапазон регулировки функции преобразования в зависимости от диапазона (поддиапазона).

Пример задания в ТУ поддиапазонов измерений плотности потока нейтронов и пределов допускаемой основной погрешности для реакторов типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 приведен в справочном приложении 2.

1.6. В ТУ на системы конкретного типа в дополнение к требованиям по ГОСТ 26344.0-84 должны быть установлены:

1) диапазон (поддиапазоны) изменений относительной физической мощности при изменении плотности потока нейтронов в пределах по п.1.5;

2) диапазон (поддиапазоны) скорости (периода) изменений относительной физической мощности;

3) диапазон изменений значений и предельные значения порогов срабатывания аварийной защиты по относительной физической мощности и скорости (периоду) ее изменения. Предельные значения порогов должны обеспечивать срабатывание аварийной защиты при любых штатных действиях оператора;

4) значения порогов сигнализации по относительной физической мощности и скорости (периоду) ее изменений;

5) быстродействие при формировании сигналов относительной физической мощности и скорости (периода) ее изменения в зависимости от диапазона (поддиапазона) значений относительной физической мощности и скорости (периода) ее изменения;

6) нестабильность выходных сигналов (показаний) за 24 ч;

7) уровень собственного фона для каждого измерительного канала, входящего в системы;

8) требования к техническим средствам, располагаемым внутри защитной оболочки реактора (контейнмента);

9) требования к средствам контроля состояния систем;

10) вид и параметры сети, от которой осуществляется электропитание.

1.7. Требования к электропитанию систем от сети переменного тока должны соответствовать табл.1. Числа, заключенные в скобки, соответствуют кратковременным (не более 0,1 с) изменениям в сети переменного тока.

Таблица 1

Наименование параметра

Номинальное значение

Допускаемое отклонение, %

Номинальное значение напряжения, В:



однофазное

220

От -15 до +10
(от -25 до +25)

трехфазное

220/380

То же

Частота переменного тока, Гц

50, 60

±2 (±8)

Коэффициент гармоник, %, не более

5

-


Примечание. По требованиям к надежности электропитания системы относятся к потребителям первой категории, а технические средства, выполняющие функции п.1.2, перечисления 1, 2, 3 - к потребителям первой категории, особой группе.

1.8. Требования к структуре электропитания должны быть установлены в НТД на системы конкретного типа.

1.9. Примеры задания в ТУ основных параметров системы контроля для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 приведены в справочных приложениях 2-4.