Электронный фонд правовой
и нормативно-технической документации
ГОСТ 28506-90 Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов
ГОСТ 28506-90
Группа Ф67
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
СБОРКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ
ТИПА ВВЭР
Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов
Fuel assemblies in nuclear power WWER reactors. Fuel failure detection methods
MКC 27.120.10
ОКСТУ 6960
Дата введения 1991-07-01
ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ
1. РАЗРАБОТАН И ВНЕСЕН Министерством атомной энергетики и промышленности СССР
2. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по управлению качеством продукции и стандартам от 30.03.90 N 736
4. ССЫЛОЧНЫЕ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ДОКУМЕНТЫ
Обозначение НТД, на который дана ссылка |
Номер пункта, приложения |
Приложение 1 | |
НРБ-76/87* |
6.1 |
ОСП-72/87** |
6.1 |
ПБЯ-04-74 |
6.1 |
________________
* На территории Российской Федерации действуют СП 2.6.1.758-99, здесь и далее по тексту;.
** На территории Российской Федерации действует СП 2.6.1.799-99, здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.
5. ПЕРЕИЗДАНИЕ. Ноябрь 2005 г.
Настоящий стандарт распространяется на тепловыделяющие сборки (ТВС) ядерных энергетических водо-водяных корпусных реакторов типа ВВЭР и устанавливает методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, отработавших или подлежащих дальнейшей эксплуатации, на остановленном реакторе при стендовых испытаниях.
1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1.1. Методы контроля герметичности оболочек (КГО) тепловыделяющих элементов (твэлов) тепловыделяющих сборок (ТВС) основаны на косвенном измерении утечки из негерметичных твэлов реперных радионуклидов йода-131 или цезия-134 (цезия-137), являющихся продуктами деления урана-235, путем измерения удельной радиоактивности пробы воды из стенда в процессе испытаний ТВС в специальном стенде КГО при остановленном реакторе.
Термины, используемые в стандарте, и их пояснения приведены в приложении 1.
1.2. Инициирование выхода радионуклидов йода-131, цезия-134 (цезия-137) в воду стенда осуществляется изменением давления циркулирующей по контуру стенда воды в процессе выдержки ТВС в этой воде - настаивании.
1.3. Выбор реперных радионуклидов обусловлен их ядерно-физическими характеристиками, приведенными в приложении 2, позволяющими выявить ТВС с негерметичными твэлами: в течение 28 сут с момента остановки реактора - при использовании метода КГО по йоду-131; через 28 сут и позже с момента остановки реактора - при использовании метода КГО по цезию-134 (цезию-137).
1.4. Радионуклиды цезия-134 (цезия-137) самостоятельно используются для обнаружения ТВС с негерметичными твэлами через 28 сут с момента остановки реактора только для контроля отработавших ТВС.
1.5. Обнаружение отработавших ТВС, содержащих негерметичные твэлы, по цезию-134 (цезию-137) осуществляется в течение одного года после окончания их эксплуатации.
2. ТРЕБОВАНИЯ К СРЕДСТВАМ КОНТРОЛЯ
2.1. Контроль герметичности оболочек твэлов должен проводиться на специальном стенде КГО с дистанционным управлением, пеналы которого расположены в бассейне выдержки.
2.2. Стенд КГО, структурная схема которого приведена на черт.1, состоящий из пенала и арматурного блока, содержит следующие элементы:
Доступ к полной версии документа ограничен
Документ «ГОСТ 28506 90» устанавливает методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Основное назначение стандарта заключается в обеспечении надежности и безопасности работы ядерных энергетических установок путем контроля герметичности, что является критически важным для предотвращения утечек радиоактивных материалов и обеспечения безопасной эксплуатации реакторов. Сфера применения документа охватывает как проектирование, так и эксплуатацию тепловыделяющих сборок в ядерной энергетике.
Стандарт регламентирует методы, параметры и требования к проведению испытаний на герметичность оболочек тепловыделяющих элементов. В частности, описываются процедуры, позволяющие определить наличие дефектов, которые могут привести к утечкам. Ключевые аспекты включают выбор методов контроля, таких как газовые и вакуумные испытания, а также измеряемые величины, которые позволяют оценить уровень герметичности.
Важные технические детали включают условия испытаний, которые должны соответствовать определённым стандартам, таким как температура и давление, а также классификации дефектов, которые могут быть обнаружены в процессе контроля. Кроме того, документ описывает необходимые инструменты и оборудование, которые должны использоваться для проведения испытаний, что обеспечивает высокую точность и достоверность результатов.
Целевая аудитория стандарта включает производителей тепловыделяющих элементов, лаборатории, занимающиеся контролем качества, а также контролирующие органы, ответственные за безопасность ядерных установок. Стандарт предоставляет необходимую информацию для всех участников процесса, что способствует улучшению качества и безопасности продукции на всех этапах — от разработки до эксплуатации.
Практическое значение стандарта заключается в его влиянии на безопасность ядерных энергетических установок, что, в свою очередь, обеспечивает защиту окружающей среды и здоровья населения. Соблюдение требований стандарта способствует повышению качества тепловыделяющих элементов, а также улучшению условий труда при их производстве и эксплуатации. Изменения и дополнения к документу, если таковые имеются, касаются уточнения методов контроля и актуализации параметров испытаний в соответствии с современными требованиями и технологиями.
Описание документа носит справочный характер, достоверность этого материала не гарантируется.
Чтобы получить полный доступ к этому и другим документам, приобретайте доступ к Информационной сети «Техэксперт» - лидеру в области комплексного обеспечения предприятий нормативно-технической документацией.
доступны в системах «Техэксперт» и «Кодекс»
Возможно вас заинтересуют
ГОСТ 26843-86 Реакторы ядерные энергетические. Общие требования к системе управления и защиты (с Изменением N 1)
ГОСТ 26635-85 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля
ГОСТ 26509-85 Инструмент для холодноштамповочных автоматов. Матрицы третьего перехода. Конструкция и размеры (с Изменением N 1)
ГОСТ 21998-76 Фильмы контрольные звуковые 35- и 16-мм с фотографической записью. Типы, основные параметры и размеры (с Изменениями N 1, 2, 3)
ГОСТ 26083-84 Материалы ионообменные фильтрующие систем очистки водного теплоносителя атомных электростанций с кипящими реакторами большой мощности. Общие технические требования
ГОСТ 23215-78 Диамагазин для малоформатных диапроекторов. Конструкция (с Изменением N 1)