ГОСТ 26635-85 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля

     ГОСТ 26635-85

Группа Ф67

     
     
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ КОРПУСНЫЕ
С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

Общие требования к системе внутриреакторного контроля

Nuclear power vessel-encapsulated pressurized-water reactors.
General requirements for in-core reactor monitoring system

ОКП 69 3111

Дата введения 1987-01-01

Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 октября 1985 г. N 3430 срок введения установлен с 01.01.87

1. Настоящий стандарт распространяется на штатные системы внутриреакторного контроля (ВРК) ядерных энергетических корпусных реакторов с водой под давлением: атомных электростанций (АЭС) и атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) и устанавливает общие требования к системам ВРК.

Термины, применяемые в стандарте, и их пояснения приведены в справочном приложении.

2. Система ВРК должна выполнять следующие основные задачи:

выдачу информации об основных параметрах активной зоны и теплоносителя;

выдачу рекомендаций (в виде текста или условной сигнализации на дисплее) о необходимости воздействия на органы регулирования параметров активной зоны и теплоносителя;

выдачу сигналов в АСУ ТП энергоблока АС и систему управления и защиты (СУЗ)*.

_____________

* Не распространяется на системы ВРК, освоенные производством до введения настоящего стандарта.

3. Система ВРК в соответствии с задачами должна обеспечивать выполнение функций измерения, обработки, регистрации и представления данных, в том числе:

измерение, отображение по вызову и регистрацию значений нейтронно-физических и теплогидравлических параметров и показателей состояния активной зоны и теплоносителя;

обнаружение, отображение по вызову, регистрацию и оперативную сигнализацию отклонений технологических параметров и показателей состояния оборудования системы теплоотвода от заданных пределов;

выдачу информации о срабатывании блокировок и защит;

выдачу информации о результатах математических и логических операций, выполняемых комплексом технических средств системы на пульт оператора, а также в вычислительные средства энергоблока атомной станции (АС);

введение поправок в показания первичных измерительных преобразователей и отбраковку заведомо недостоверных показаний;

расчет линейной мощности тепловыделяющих сборок (ТВС) в местах расположения внутризонных детекторов;

расчет тепловой мощности ТВС, содержащих измерительные каналы;

расчет тепловой мощности ТВС, не имеющих измерительных каналов;

расчет средней по активной зоне линейной мощности ТВС и коэффициентов объемной неравномерности энерговыделения;

расчет средней по активной зоне мощности ТВС и коэффициентов неравномерности мощности ТВС;

расчет тепловой мощности ядерного реактора по показаниям независимых групп измерительных преобразователей и наиболее вероятного значения его мощности;

расчет минимального запаса до кризиса теплообмена, запаса до критической тепловой мощности ядерного реактора;

расчет выгорания ядерного топлива;