ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
ПРИКАЗ
от 5 октября 2017 года N 409
В соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 48, ст.4552; 1997, N 7, ст.808; 2001, N 29, ст.2949; 2002, N 1, ст.2; N 13, ст.1180; 2003, N 46, ст.4436; 2004, N 35, ст.3607; 2006, N 52, ст.5498; 2007, N 7, ст.834; N 49, ст.6079; 2008, N 29, ст.3418; N 30, ст.3616; 2009, N 1, ст.17; N 52, ст.6450; 2011, N 29, ст.4281; N 30, ст.4590, ст.4596; N 45, ст.6333; N 48, ст.6732; N 49, ст.7025; 2012, N 26, ст.3446; 2013, N 27, ст.3451; 2016, N 14, ст.1904; N 15, ст.2066; N 27, ст.4289), подпунктом 5.2.2.1 пункта 5 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. N 401 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2004, N 32, ст.3348; 2006, N 5, ст.544; N 23, ст.2527; N 52, ст.5587; 2008, N 22, ст.2581; N 46, ст.5337; 2009, N 6, ст.738; N 33, ст.4081; N 49, ст.5976; 2010, N 9, ст.960; N 26, ст.3350; N 38, ст.4835; 2011, N 6, ст.888; N 14, ст.1935; N 41, ст.5750; N 50, ст.7385; 2012, N 29, ст.4123; N 42, ст.5726; 2013, N 12, ст.1343; N 45, ст.5822; 2014, N 2, ст.108; N 35, ст.4773; 2015, N 2, ст.491; N 4, ст.661; N 28, ст.4741; N 48, ст.6789; 2017, N 12, ст.1729; N 26, ст.3847),
приказываю:
Утвердить прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Основные требования к обоснованию прочности внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР" (НП-102-17).
Врио руководителя
А.Л.Рыбас
Зарегистрировано
в Министерстве юстиции
Российской Федерации
30 октября 2017 года,
регистрационный N 48734
УТВЕРЖДЕНЫ
приказом Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от 5 октября 2017 года N 409
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Основные требования к обоснованию прочности внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР"
(НП-102-17)
I. Назначение и область применения
1. Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Основные требования к обоснованию прочности внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР" (НП-102-17) (далее - Основные требования) разработаны в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии", постановлением Правительства Российской Федерации от 1 декабря 1997 г. N 1511 "Об утверждении Положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1997, N 49, ст.5600; 2012, N 51, ст.7203).
2. Настоящие Основные требования должны применяться разработчиком проекта реакторной установки, а также эксплуатирующей и головной материаловедческой организациями при обосновании прочности внутрикорпусных устройств реактора проектируемых, сооружаемых и эксплуатируемых атомных станций с реакторными установками типа ВВЭР.
3. Положения настоящих Основных требований не распространяются на обоснования прочности внутрикорпусных устройств реактора при:
запроектных авариях;
повреждениях внутрикорпусных устройств реактора при транспортно-технологических операциях.
4. Список сокращений приведен в приложении N 1, термины и определения - в приложении N 2, условные обозначения - в приложении N 3 к настоящим Основным требованиям.
II. Основные положения
5. Прочность ВКУ должна быть обоснована в проекте РУ, а результаты обоснования должны представляться в ООБ АС. При внесении изменений в конструкцию ВКУ, применении новых конструкционных материалов, изменении норм ведения водно-химического режима теплоносителя первого контура РУ, изменении проектных условий эксплуатации прочность ВКУ должна быть обоснована с учетом вносимых изменений.
6. Обоснования прочности ВКУ должны основываться на результатах расчетов, подтверждающих, что предельные состояния ВКУ с учетом коэффициентов запаса прочности не будут достигнуты в течение всего проектного срока их службы во всех предусмотренных проектом РУ режимах эксплуатации ВКУ.
7. Методы, применяемые для обоснования прочности ВКУ в процессе эксплуатации, должны учитывать все нагрузки, действующие на ВКУ в процессе эксплуатации, и позволять устанавливать числовые значения параметров, определяющих достижение или недостижение предельных состояний при эксплуатации.
III. Требования к физико-механическим характеристикам конструкционных материалов внутрикорпусных устройств реактора
8. Конструкционные материалы для изготовления ВКУ должны выбираться с учетом их радиационной и коррозионной стойкости в среде теплоносителя первого контура реакторов типа ВВЭР. Указанные материалы должны иметь физико-механические характеристики, обеспечивающие назначенный срок службы ВКУ.
9. Физико-механические характеристики материалов ВКУ должны быть определены в температурном диапазоне, охватывающем все предусмотренные проектом РУ режимы эксплуатации ВКУ, и учитывать влияние облучения. Диапазон доз и температур облучения, при которых определяются физико-механические характеристики материалов, должен быть достаточным для обоснования прочности ВКУ в течение всего назначенного срока службы. Эксплуатация элементов ВКУ при значениях доз и температур облучения, при которых физико-механические характеристики материалов не определены или не обоснованы их прогнозируемые значения, не допускается.
10. Все необходимые для обоснования прочности ВКУ физико-механические (модуль упругости первого рода, предел прочности, предел текучести, истинное напряжение при разрыве, коэффициент Пуассона, равномерное относительное удлинение, относительное удлинение, относительное сужение, деформационное упрочнение, характеристики радиационной ползучести и радиационного распухания, характеристики сопротивления коррозионному растрескиванию, параметры трещиностойкости, кривые усталости, зависимости, определяющие скорость подроста трещин при эксплуатации) и теплофизические (теплопроводность, теплоемкость, коэффициент линейного температурного расширения) характеристики материалов должны быть определены головной материаловедческой организацией. Числовые значения указанных физико-механических характеристик должны быть приведены в документах по стандартизации в области использования атомной энергии, включенных в сводный перечень документов по стандартизации, предусмотренный пунктом 6 Положения о стандартизации в отношении продукции (работ, услуг), для которой устанавливаются требования, связанные с обеспечением безопасности в области использования атомной энергии, а также процессов и иных объектов стандартизации, связанных с такой продукцией, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 12 июля 2016 г. N 669 (далее - Сводный перечень) (Собрание законодательства Российской Федерации, 2016, N 29, ст.4839).
11. Головная материаловедческая организация должна обеспечить хранение документов, на основе которых установлены числовые значения физико-механических и теплофизических характеристик материалов, до окончания срока службы ВКУ.
12. Используемые при обосновании прочности ВКУ характеристики трещиностойкости и зависимости, определяющие зарождение и скорость подроста трещин при эксплуатации, должны учитывать деградацию материала при эксплуатации и определяться на основе экспериментальных исследований с учетом влияния дозы облучения, радиационного распухания, радиационной ползучести, температуры, химического состава теплоносителя и результатов испытаний материалов ВКУ в исследовательских реакторах.
Характеристики радиационного распухания должны определяться на основе экспериментальных и теоретических исследований с учетом влияния дозы и температуры облучения, скорости набора дозы, напряженного состояния и результатов испытаний материалов ВКУ в исследовательских реакторах.
Характеристики радиационной ползучести должны определяться на основе экспериментальных и теоретических исследований с учетом влияния дозы облучения, скорости набора дозы, радиационного распухания и результатов испытаний материалов ВКУ в исследовательских реакторах.
Характеристики прочности и пластичности должны определяться на основе экспериментальных и теоретических исследований с учетом влияния дозы и температуры облучения, радиационного распухания, напряженного состояния и результатов испытаний материалов ВКУ в исследовательских реакторах.
IV. Критерии прочности внутрикорпусных устройств реактора
13. В качестве критериев прочности ВКУ должны использоваться условия недостижения в процессе эксплуатации следующих предельных состояний:
а) охват пластической деформацией всей площади любого сечения элемента ВКУ;
б) зарождение трещины;
________________
Данное состояние используется в качестве предельного на стадии проектирования.
в) нестабильное развитие трещины;
г) потеря устойчивости (общей и (или) локальной);
д) предельная величина пластической деформации, при достижении которой может произойти разрушение;
е) недопустимое изменение геометрических размеров.
14. Числовые значения критериев прочности для предельного состояния, указанного в подпунктах "б", "в" и "д" пункта 13 настоящих Основных требований, должны быть определены головной материаловедческой организацией, а предельного состояния, указанного в подпункте "е" пункта 13, - организацией, спроектировавшей ВКУ. Указанные числовые значения критериев прочности должны быть обоснованы в проекте РУ и приведены в ООБ АС. При изменениях конструкции или условий эксплуатации ВКУ, применении новых материалов, изменениях норм ведения водно-химического режима теплоносителя первого контура РУ новые числовые значения указанных критериев прочности должны быть обоснованы или должно быть подтверждено сохранение их прежних значений.
V. Коэффициенты запаса для критериев прочности внутрикорпусных устройств реактора
15. В обоснованиях прочности ВКУ должны быть предусмотрены коэффициенты запаса для всех предельных состояний, перечисленных в пункте 13 настоящих Основных требований. Числовые значения коэффициентов запаса должны обеспечивать недостижение предельных состояний при эксплуатации с учетом погрешности расчетов и должны быть обоснованы экспериментально и (или) подтверждены опытом эксплуатации реакторов типа ВВЭР (за исключением коэффициентов запаса, устанавливаемых настоящими Основными требованиями).
16. При обосновании числовых значений коэффициентов запаса необходимо учитывать:
а) опыт эксплуатации ВКУ аналогичной конструкции (при его наличии);
б) результаты экспериментов на стендах и в исследовательских реакторах;
в) погрешность расчетов радиационного повреждения элементов ВКУ, параметров напряженно-деформированного состояния и механики разрушения;
г) погрешность, вызванную разбросом значений физико-механических характеристик материалов.
VI. Требования к расчетному обоснованию прочности внутрикорпусных устройств реактора
17. Расчеты ВКУ реактора на прочность должны содержать обоснование недостижения всеми элементами конструкции ВКУ в процессе эксплуатации перечисленных в пункте 13 настоящих Основных требований предельных состояний.
18. При выполнении расчетов необходимо учитывать:
а) влияние теплоносителя первого контура РУ, нейтронного облучения и температуры на физико-механические и теплофизические свойства материалов ВКУ;
б) радиационную ползучесть, радиационное распухание материалов ВКУ в процессе эксплуатации;
в) распределение потока нейтронов и температуры по высоте и по толщине элементов ВКУ, а также в азимутальном направлении;
г) изменения геометрических размеров и формы ВКУ в процессе эксплуатации (если такие изменения имеют место);
д) механические нагрузки от веса активной зоны, собственного веса ВКУ, усилий поджатия прижимных устройств и тепловыделяющих сборок;
е) гидравлические нагрузки;
ж) перепад давления теплоносителя;
з) архимедовы (выталкивающие) силы;
и) динамические нагрузки от падения рабочих органов системы управления и защиты реактора при аварийном останове;
к) динамические нагрузки от внешних динамических воздействий;
л) силы взаимодействия между элементами ВКУ и элементами активной зоны (при наличии контакта);
м) силы взаимодействия между элементами ВКУ и другими элементами реактора.
19. Прочность элементов ВКУ должна обосновываться расчетами на:
а) статическую прочность;
б) устойчивость (общую и (или) локальную);
в) зарождение усталостной трещины с учетом влияния теплоносителя;
г) зарождение трещины по механизму коррозионного растрескивания;
д) формирование ЗПО материала;
е) стабильное развитие трещины;
ж) нестабильное развитие трещины (квазихрупкое разрушение);
з) недопустимое формоизменение;
и) предельную величину пластической деформации;
к) вибропрочность;
л) внешние ДВ.
20. Напряженно-деформированное состояние ВКУ должно определяться согласно установленной в проекте РУ последовательности режимов эксплуатации с учетом механических и температурных нагрузок, изменения физико-механических характеристик материалов в процессе эксплуатации, а также радиационного распухания и радиационной ползучести.
