Про затвердження вимог до форми та змісту типового паспорта на реакторну установку
Держатомрегулювання України; Наказ, Норми, Правила [...] від 13.06.200273
Документ v0073578-02, поточна редакція — Редакція від 25.06.2002, підстава - v-930323-02

                                                          
ДЕРЖАВНИЙ КОМІТЕТ ЯДЕРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ УКРАЇНИ
Н А К А З
13.06.2002 N 73

Про затвердження вимог до форми та змісту
типового паспорта на реакторну установку
( Про відмову в державній реєстрації додатково див. Лист
Міністерства юстиції
N 35-34-930 ( v-930323-02 ) від 25.06.2002 )

З метою встановлення єдиних вимог до форми і змісту технічної
документації експлуатуючих організацій та керуючись статтею 24
Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну
безпеку" ( 39/95-ВР ) Н А К А З У Ю:
1. Затвердити Вимоги до форми та змісту типового паспорта на
реакторну установку (далі - Вимоги).
2. Нормативно-правовому управлінню (Лопатін С.Д.)
забезпечити подання цього наказу на державну реєстрацію до
Міністерства юстиції України.
3. Головному управлінню державної інспекції з ядерної та
радіаційної безпеки (Бережний М.С.) забезпечити доведення цього
наказу до відома НАЕК "Енергоатом" і надання необхідних роз'яснень
щодо його використання.
4. Контроль за виконанням цього наказу залишаю за собою.
Перший заступник
Голови О.Миколайчук

НОРМИ ТА ПРАВИЛА З ЯДЕРНОЇ ТА РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ
ВИМОГИ ДО ФОРМИ ТА ЗМІСТУ ТИПОВОГО ПАСПОРТА
НА РЕАКТОРНУ УСТАНОВКУ
НП-306.5.02/3.056-2002
Дата введення 2002.08.01

1. Основні положення
1.1. Даний документ розроблено відповідно до Положення про
Державний комітет ядерного регулювання України, затвердженого
Указом Президента України від 06.03.2001 N 155/2001 ( 155/2001 ).
1.2. Вимоги до форми та змісту паспорту на реакторну
установку (далі по тексту - вимоги до паспорта на РУ) встановлюють
порядок і основні правила розробки, затвердження та ведення
паспортів на реакторні установки енергоблоків АЕС України з
реакторами ВВЕР таких типів: В-320, В-302, В-338, В-213.
1.3. Вимоги до паспорта на РУ обов'язкові для всіх юридичних
та фізичних осіб, що здійснюють діяльність з експлуатації ядерних
установок, згаданих вище типів.
1.4. Паспорт на РУ розробляється, затверджується
експлуатуючою організацією і погоджується органом державного
регулювання ядерної та радіаційної безпеки на весь проектний
термін експлуатації РУ.
1.5. Паспорт розробляється в одному примірнику та
зберігається на АЕС. Будь-які зміни проектних характеристик РУ, що
містяться у паспорті, вносяться тільки на підставі затверджених
експлуатуючою організацією технічних рішень, узгоджених органом
державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки, і
відображаються в таблиці реєстрації змін.
2. Терміни та визначення У вимогах до паспорта на РУ наведені нижче терміни та
визначення вживаються в такому значенні:
АВАРІЙНИЙ ЗАХИСТ - функція безпеки, що полягає у швидкому
переведенні активної зони реактора в підкритичний стан та
підтримці її в підкритичному стані: комплекс систем безпеки, що
виконує функцію аварійного захисту. АКТИВНА ЗОНА - частина реактора, у якій розміщені ядерне
паливо, уповільнювич, поглинач, теплоносій, засоби впливу на
реактивність і елементи конструкцій, призначені для здійснення
керованої ланцюгової ядерної реакції та передачі енергії
теплоносію. ВИГОРАЮЧИЙ ПОГЛИНАЧ - матеріал, що поглинає нейтрони, із
специфічною спроможністю до вигорання в процесі поглинання
нейтронів. ГРУПА РОБОЧИХ ОРГАНІВ СУЗ - один або декілька робочих органів
СУЗ, об'єднаних по керуванню з метою одночасного спільного
переміщення. КАНАЛ СИСТЕМИ - частина системи, що виконує в заданому
проектом обсязі функцію системи. ПІДКРИТИЧНИЙ СТАН - стан активної зони, що характеризується
значенням ефективного коефіцієнта розмноження, меншим за одиницю
та відсутністю локальної критичності. ПОПЕРЕДЖУВАЛЬНИЙ ЗАХИСТ - функція безпеки, яка забезпечується
системою контролю та управління РУ для запобігання спрацьовування
А3 і/або порушень меж та умов безпечної експлуатації. ПРИВІД СУЗ - пристій, який призначено для зміни положення
механічного робочого органа СУЗ. РЕАКТОРНА УСТАНОВКА - комплекс систем і елементів АЕС,
призначений для перетворення ядерної енергії в теплову, що включає
реактор і безпосередньо пов'язані з ним системи, необхідні для
його нормальної експлуатації, аварійного охолодження, аварійного
захисту і підтримки в безпечному стані, за умови виконання
необхідних допоміжних і забезпечувальних функцій іншими системами
станції. Кордони реакторної установки встановлюються для кожної
АЕС у проекті. СИГНАЛ АВАРІЙНОГО ЗАХИСТУ - сигнал, що формується в системі
аварійного захисту з метою викликати спрацьовування робочих
органів А3, який надходить у пристрої реєстрації, а також на БЩУ
та РЩУ для сповіщення персоналу. СИГНАЛ ПОПЕРЕДЖУВАЛЬНОГО ЗАХИСТУ - сигнал, що формується і
реєструється системами контролю та управління, для ініціювання
функцій попереджувального захисту та сповіщення персоналу про
можливість порушення нормальної експлуатації. ЕКСПЛУАТУЮЧА ОРГАНІЗАЦІЯ - це юридична особа, створена або
призначена за встановленим порядком для здійснення власними силами
або із залученням інших підприємств (організацій) діяльності,
пов'язаної з вибором майданчика, проектуванням, будівництвом,
введенням в експлуатацію, експлуатацією та зняттям з експлуатації
АС, на яку покладена відповідальність за забезпечення ядерної та
радіаційної безпеки і яка зобов'язана у встановленому порядку
отримати дозвіл (ліцензію) на ведення діяльності відповідно до
законодавства.
3. Позначення та скорочення
АЕС - атомна електростанція А3 - аварійний захист АКНП - апаратура контролю нейтронного потоку а.з. - активна зона реактора БВ - басейн витримки БЩК - блоковий щит керування ГЄ САОЗ - гідроємкість системи аварійного охолодження а.з. ГЦН - головний циркуляційний насос КНК - камера нейтронна компенсована ОР - органи регулювання ПЗ - попереджувальний захист ПГ - парогенератор РУ - реакторна установка РЩК - резервний щит керування СУЗ - система управління та захисту ПС СУЗ - поглинаючи стержні системи управління і захисту СВП - стержні вигораючих поглиначів СК ТГ - стопорні клапани турбоагрегату СКП - система контролю перевантажень ТВЗ - тепловиділяюча збірка ТВЕЛ - тепловиділяючий елемент ТОБ - технічне обгрунтування безпеки ПРБ - прискорене розвантаження блоку ПНО - пристрій накопичення та опрацювання інформації ЕО - експлуатуюча організація
4. Загальні вимоги
Паспорт на РУ повинен містити титульний лист і такі розділи: (Зразки оформлення Паспорта на РУ наведено у додатку).
4.1. Загальні відомості про реакторну установку
У даному розділі повинна бути наведена наступна інформація по
реакторній установці: - місце розташування АЕС; - приналежність до відомства; - умовне позначення проекту РУ; - склад реакторної установки відповідно до проекту, тип
реактора; - проектний термін експлуатації енергоблока; - дата першого виведення реактору в критичний стан. У табличній формі - основні параметри РУ в стаціонарному
режимі при нормальних умовах експлуатації: - теплова потужність реактора; - тиск у головному циркуляційному контурі; - температура теплоносія на вході в реактор; - температура теплоносія на виході з реактора; - витрата теплоносія через реактор (номінальний); - паропродуктивність; - тиск пару що генерується; - вологість пару що генерується;
4.2. Основні характеристики активної зони реактора У даному розділі повинні бути наведені такі дані по активній
зоні реактору: 4.2.1. Проектні конструктивні характеристики активної зони Еквівалентний діаметр (м), Висота (м), Кількість ТВЗ (шт.), Паливо Кампанія реактору (тривалість роботи на номінальній потужності між перевантаженнями палива), (еф. годин), Масова частка урану-235 у суміші ізотопів урану у твелах (%), Уповільнювач, Теплоносій, Стержні вигораючих поглиначів (для ВВЕР-1000), Крок розміщення ТВЗ, (мм), 4.2.2. Припустимі значення нейтронно-фізичних характеристик
активної зони Припустима глибина вигорання палива в ТВЗ, (Мвтxдоб./Uт), Термін експлуатації ТВЗ в активній зоні реактору (для ВВЕР-1000), не більше (годин.), Припустимий календарний термін перебування РК (для ВВЕР-440) і ТВЗ в активній зоні з урахуванням проміжного збереження в БВ, не більш (рік),
Припустимі значення коефіцієнтів реактивності в критичних станах реактора DRO/DT, DRO/DGM Припустимі значення коефіцієнтів нерівномірності
енерговиділення (Kq, Kr, Koij і Kvij - для ВВЕР-1000) Температура повторної критичності (для ВВЕР-1000) (град. С)
4.3. Характеристика системи впливу на реактивність 4.3.1. Система управління та захисту 4.3.1.1. Виконавчі органи СУЗ У даному розділі повинна бути наведена наступна інформація: 1) Характеристика механічної частини СУЗ: кількість робочих органів регулювання ОР СУЗ (шт), кількість груп робочих органів СУЗ (шт.) та їх функціональне
призначення, тип приводів СУЗ; 2) Вимоги й обмеження по експлуатації: термін експлуатації ПС СУЗ в активній зоні (для ВВЕР-1000): у регулюючій групі, не більше (годин), у групі аварійного захисту, не більше (годин), інтегральна ефективність регулюючої групи СУЗ, не менше (%), у табличній формі: максимальна швидкість збільшення реактивності при витягуванні групи з активної зони, не більше (%), час вводу ОР СУЗ в активну зону по сигналу АЗ (сек.), мінімально припустима ефективність аварійного захисту для різних рівнів потужності (для ВВЕР-1000), (%), 4.3.1.2. Перелік сигналів аварійного, попереджувального
захисту, режими прискореного розвантаження блоку У даному розділі в табличній формі повинна бути наведена така
інформація: для ВВЕР-1000: - перелік сигналів АЗ: умови спрацьовування захисту і
відповідні уставки по технологічним параметрам; - перелік сигналів ПЗ-I, ПЗ-II; - режими спрацьовування ПРБ. для ВВЕР-440: - по переліку сигналів АЗ I, II, III і IV роду: умови
спрацьовування захисту та відповідні уставки по технологічним
параметрам. 4.3.1.3. Апаратура контролю нейтронного потоку (АКНП) У даному розділі повинна бути наведена стисла інформація про
тип, склад та функціональне призначення комплексу апаратури
контролю нейтронного потоку. 4.3.2. Система борного регулювання реактивністю У даному розділі в табличній формі повинна бути наведена така
інформація по системі підживлення-продування I контуру: найменування та позначення системи, кількість каналів/насосів у каналі (шт.), продуктивність насосу (каналу), м куб./годину, тиск (кгс/см кв.), ефективність вводу чистого дистиляту через систему Bэфф./сек. 4.3.3. Захисні системи безпеки У даному розділі в табличній формі повинна бути наведена така
інформація: По активних системах: найменування і позначення систем, кількість каналів/насосів у каналі (шт.), продуктивність насосу (каналу), м куб./годину, тиск (кгс/см кв.), швидкодія системи (сек), максимальний термін роботи (годин),
По пасивній системі: найменування і позначення системи, кількість каналів (шт.), рівень води (мм), концентрація борної кислоти (грам/кг), робочий тиск (кгс/см кв.), тиск спрацьовування (кгс/см кв.).
4.4. Таблиця реєстрації внесення змін паспортних даних У даному розділі повинна бути приведена таблиця реєстрації
внесення змін паспортних даних.
5. Порядок оформлення та ведення паспорта
Наказом директора по АЕС повинна бути призначена особа,
відповідальна за оформлення і ведення паспорту на РУ. Паспорт на РУ розробляється на підставі матеріалів звіту з
аналізу безпеки АЕС (ТОБ АЕС, ТОБ РУ), відкоригованих за
підсумками введення енергоблоку в експлуатацію. До узгодження з регулюючим органом, перевірка даних, внесених
у паспорт РУ, виконується інспекцією на АЕС, про що в проекті
паспорту на РУ робиться відповідний запис, після чого він
направляється на узгодження керівнику регулюючого органа. Періодична перевірка даних паспорта на РУ та його
відповідність поточним параметрам, здійснюється регулюючим
органом. Щорічно, після завершення перевантаження а.з. реактору,
підтвердження проектних характеристик насосів системи борного
регулювання та захисних систем безпеки, до паспорта на РУ
додаються: - для ВВЕР-1000: додаток А, Е та Г ГНД 95.1.01.02.048-01
"Перевантаження палива в реакторі ВВЕР-1000. Порядок одержання
дозволу, вимоги до документації і розрахунків нейтронно-фізичних
характеристик активної зони"; - для ВВЕР-440: додаток А ГНД 95.1.01.02.049-01
"Перевантаження палива в реакторі ВВЕР-440. Порядок одержання
дозволу, вимоги до документації і розрахунків нейтронно-фізичних
характеристик активної зони"; - підсумкова картограма завантаження; - акти за результатами випробувань із перевіркою ефективності
захисних систем безпеки. Дані документи є невід'ємною частиною паспорта на РУ.
НП-306.5.02/3.056-2002

Додаток 1
Зразок оформлення Паспорта
на РУ ВВЕР-1000

Міністерство палива та енергетики України
Державне підприємство Національна Атомна
енергогенеруюча компанія "Енергоатом"
ВП "Запорізька АЕС"

ПАСПОРТ N
НА РЕАКТОРНУ УСТАНОВКУ ЕНЕРГОБЛОКУ N 1
ЗАПОРІЗЬКОЇ АЕС
Енергодар
2002
1. Загальні відомості про реакторну установку:
1.1. Місце розташування АЕС:
Україна, Запорізька обл., м. Енергодар. 1.2. Приналежність до відомства:
Міністерство палива та енергетики України. 1.3. Умовне позначення проекту РУ:
В-320 1.4. Склад реакторної установки:
Двохконтурна чотирьох петльова установка з корпусним
реактором із водою під тиском, система підтримки тиску в
першому контурі, система захисту першого контуру від
перевищення тиску, пасивна частина системи аварійного
охолодження активної зони реактора. 1.5. Проектний термін експлуатації енергоблоку:
30 років. 1.6. Дата першого виведення реактору в критичний стан:
09.11.1984 р. 1.7. Основні параметри РУ в стаціонарному режимі при
нормальних умовах експлуатації:
Таблиця N 1 ------------------------------------------------------------------ | Параметр |Розмірність | Розмір | |----------------------------------+------------------+----------| |Теплова потужність реактору | МВт | 3000 | |----------------------------------+------------------+----------| |Тиск у головному циркуляційному | | | |контурі |МПа (кгс/смкв.) |15.7 (160)| |----------------------------------+------------------+----------| |Температура теплоносія на вході | | | |в реактор | град.С | 289 | |----------------------------------+------------------+----------| |Температура теплоносія на виході | | | |з реактора | град.С | 322 | |----------------------------------+------------------+----------| |Витрата теплоносія через реактор | | | |(номінальний) | м куб./годину | 84800 | |----------------------------------+------------------+----------| |Паропродуктивність | т/годину | 5880 | |----------------------------------+------------------+----------| |Тиск пару що генерується |МПа (кгс/см кв.) |6.27 (64) | |----------------------------------+------------------+----------| |Вологість пару що генерується | % не більше | 0,2 | ------------------------------------------------------------------
2. Основні характеристики активної зони реактора
2.1. Проектні конструктивні характеристики активної зони 2.1.1. Реактор водо-водяний, гетерогенний на теплових
нейтронах, під тиском; 2.1.2. Еквівалентний діаметр, м 3.16; 2.1.3. Висота, м 3.53; 2.1.4. Кількість ТВЗ, шт. 163; 2.1.5. Паливо, UO2; 2.1.6. Кампанія реактору (тривалість роботи на
номінальній потужності між перевантаженнями
палива), еф. годин 7000; 2.1.7. Масова частка урана-235 у суміші ізотопів урану у
твелах % 1.6; 3.0; 3.3; 3.6; 4.4; 4.4 проф.(4.4+3.6); 2.1.8. Уповільнювач, хімічнообезсолена борирована вода; 2.1.9 Теплоносій, хімічнообезсолена борирована вода; 2.1.10. Стержні вигоряючих поглиначів, (СВП) В4С; 2.1.11. Крок розміщення ТВЗ, мм 236;
2.2. Припустимі значення нейтронно-фізичних характеристик
активної зони 2.2.1. Припустима глибина вигоряння
палива в ТВЗ, 49 МВт.доб./Uкг; 2.2.2. Термін експлуатації ТВЗ в активній
зоні реактору, <= 28000 годин; 2.2.3. Припустимий календарний термін перебування ТВЗ в
активній зоні з урахуванням проміжного збереження в БВ, 5 років <= 2.2.4. Припустимі значення коефіцієнтів реактивності в
критичних станах реактора, DRO/DT<0, DRO/DGM>0 2.2.5. Припустимі значення коефіцієнтів нерівномірності
енерговиділення Kq<1,35 Kr<1,50 Kvij - відповідно до табл.2.1 ГНД 95.1.01.02.048-01 Koij - відповідно до табл.2.2 ГНД 95.1.01.02.048-01 2.2.6. Температура повторної критичності -
не більше 220 град.С.
3. Характеристика системи впливу на реактивність 3.1. Система управління та захисту 3.1.1. Виконавчі органи СУЗ 1) Характеристика механічної частини СУЗ: Механічні органи регулювання призначені для швидкого
припинення ланцюгової реакції, автоматичної підтримки реактору на
заданому рівні потужності та переводу його з одного рівня
потужності на інший. Механічна частина СУЗ складається з 61 органу
регулювання, об'єднаних у 10 груп. Кожний ОР СУЗ складається з 18
поглинаючих стержнів, які переміщаються в середині ТВЗ у
спеціальних каналах. Привід СУЗ кроковий, електромагнітний,
швидкість переміщення в режимі регулювання (18 - 20) мм/с.
Таблиця N 2 ------------------------------------------------------------------ |Виконавчі |Кількість|Кількість|Максимальна |Час вводу | | ОР СУЗ |груп |виконав- |швидкість |ОР СУЗ в | | | |чих |збільшення |активну | | | |ОР СУЗ |реактивності при |зону по | | | | |витягуванні груп з|сигналу АЗ, | | | | |активної зони, не |сек. | | | | |більше | | | | | |Bефф/сек | | |------------+---------+---------+------------------+------------| | АЗ | 10 | 61 | | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| | АР | 1(X) | 6 | | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| | РР | 1(X) | 6 | | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |I-я група | 1 | 6 | 0.09 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |II-я група | 1 | 6 | 0.02 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |III-я група | 1 | 6 | 0.02 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |IV-я група | 1 | 6 | 0.02 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |V-я група | 1 | 4 | 0.014 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |VI-я група | 1 | 9 | 0.05 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |VII-я група | 1 | 6 | 0.02 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |VIII-я група| 1 | 6 | 0.02 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |IX-я група | 1 | 6 | 0.02 | 1. 5-4 | |------------+---------+---------+------------------+------------| |X-я група | 1 | 6 | 0.02 | 1. 5-4 | ------------------------------------------------------------------ 2) Вимоги й обмеження по експлуатації: - термін експлуатації ПС СУЗ в активній зоні реактора в
регулюючій групі 15150 еф. годин; - термін експлуатації ПС СУЗ в активній зоні реактора в групі
аварій захисту <= 37650 еф. годин; - інтегральна ефективність регулюючої групи не менше 0,69;
- максимальна швидкість збільшення реактивності при витягу
групи з активної зони, наведена у табл.2 - мінімально припустима ефективність аварійного захисту,
наведена у табл.3
Таблиця N 3 ----------------------------------- |Nном; % |МКУ |40% |50% |70% |100%| |--------+----+----+----+----+----| |RO,% |3.3 |4.5 |5.1 |5.3 |5.5 | ----------------------------------- 3.1.2. Перелік сигналів аварійного, попереджувального
захисту, режими прискореного розвантаження блоку
3.1.2.1. Перелік сигналів аварійного захисту
Таблиця N 4 ----------------------------------------------------------------------- | N | Умови спрацьовування захисту |Уставка по | Примітка | |п.п.| |технологічному | | | | |параметру | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 1 |При зменшенні періоду розгону | | | | |реактору в діапазоні джерела | | | | |(ДД). | 10 сек | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 2 |При зменшенні періоду розгону | | | | |реактору в проміжному діапазоні| | | | |(ДП). | 10 сек | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 3 |При зменшенні періоду розгону | | | | |реактору в енергетичному | | | | |діапазоні (ДЕ). | 10 сек | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 4 |При підвищенні рівня щільності | Встановлюється |Уставка | | |нейтронного потоку до аварійної| оператором |перемінна | | |уставки в ДД. | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 5 |При підвищенні рівня щільності | Встановлюється |Уставка | | |нейтронного потоку до аварійної| оператором |перемінна | | |уставки в ДП. | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 6 |При підвищенні рівня щільності | Встано- |Уставка | | |нейтронного потоку до аварійної| влюється |постійна | | |уставки в ДЕ. | дискретно | | | | | через 1% | | | | | у діапазоні | | | | | 3-107% | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 7 |При підвищенні рівня щільності | 107% Nном |Уставка | | |нейтронного потоку в ДЕ до | |постійна | | |107% Nном. | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 8 |По різниці температур насичення| | | | |першого контуру і максимальної | | | | |температури в будь якій із 4х | | | | |гарячих ниток петель |10 град.С | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| | 9 |При збігу сигналів: |13.7 МПа |Захист | | |тиск над акт. зоною менше |(140 кгс/см кв.)|вводиться | | |140кгс/см кв., температура гір.| 260 град.С; |автоматично | | |Ниток петель > 260 град., при | |при | | |потужності реактора < 75% Nном;| |досягненні | | |тиск над акт. зоною менше |14.7 МПа |t=280 град.С | | |150кгс/см кв., температура гір.|(150 кгс/см кв.)| | | |Ниток будь-якої петлі | 75% Nном. | | | |> 260 град.С, | | | | |при потужності реактора | | | | |> 75% Nном.; | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |10 |При зниженні перепаду тиску на | 0.39 МПа | | | |будь-якому ГЦН із 4кгс/см кв. | 0.25 МПа | | | |до 2.5 кгс/см кв. за час | | | | |менше 5 сек. | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |11 |При збігу сигналів по любому | | | | |з 4х паропроводів: | | | | |тиск у паропроводі менше | 4.9 МПа | | | |50 кгс/см кв. різниця | 75 град.С | | | |температур насичення 1 і 2 | | | | |контурів > 75 град.С | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |12 |Відключення ГЦН при потужності | |Витримка часу | | |реактора Nном. ( 5%: | |1.4 сек | | |1-го з 2-х працюючих ГЦН; | | | | |2-х із 3-х працюючих ГЦН; | | | | |3-х із 4-х працюючих ГЦН; | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |13 |Відключення 2-х ГЦН із 4-х | |Витримка часу 6| | |працюючих одночасно або | |сек після | | |послідовно протягом менше | |відключення 2 | | |70 сек. при Nном > 75% | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |14 |При сейсмічному впливі на | | | | |рівні землі. | 6 балів |По шкалі MSK-64| |----+-------------------------------+----------------+---------------| |15 |Втрата безпечного | | | | |енергопостачання СУЗ на | | | | |2-х підключеннях з 3-х. | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |16 |Зниження рівня живильної води | 650мм | | | |в кожному із 4-х ПГ на 650мм. | | | | |від Nном. при працюючому | | | | |ГЦН відповідної петлі | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |17 |Падіння частоти на 3-х секціях | 46.Гц | | | |із 4-х енергопостачання ГЦН | | | | |менше 46Гц. | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |18 |При підвищенні тиску під | | | | |гермооболонкою | 0.3кгс/см кв. | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |19 |При підвищенні тиску в | 17.6 МПа | | | |1 контурі, більш ніж | | | | |180кгс/см кв. | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |20 |При підвищенні температури | |Уставка | | |теплоносія в будь якій із | 327 град.С |коректується | | |4-х гарячих ниток петель | |за умовою | | | | |(Тгор. | | | | |ном+8) | | | | |град.С | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |21 |При зниженні рівня в | | | | |компенсаторі тиску, | | | | |менш 4600мм | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |22 |Підвищення тиску в | |Шунтується | | |будь-якому ПГ при | 17.6 МПа |через 50 сек | | |працюючому ГЦН | |після | | |відповідного ПГ | |відключення | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |23 |Зникнення силового | | | | |енергопостачання 220v | 3 | | | |на 2-х підключеннях СУЗ | | | | |із витримкою часу | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |24 |Зникнення енергопостачання | | | | |220v постійного току на | | | | |панелях 1,2 ПАК-2 | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |25 |Від ключа АЗ на БЩУ | | | |----+-------------------------------+----------------+---------------| |26 |Від ключа АЗ на РЩУ | | | -----------------------------------------------------------------------
3.1.2.2. Перелік сигналів попереджувального захисту
Таблиця N 5 ------------------------------------------------------------------ | N | Перелік сигналів ПЗ-I | Примітка | |п.п | | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 1 |Період зміни нейтронного потоку в | | | |діапазоні джерела, менше 20 | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 2 |Період зміни нейтронного потоку в | | | |проміжному діапазоні, менше 20 | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 3 |Період зміни нейтронного потоку в | | | |енергетичному діапазоні менше 20 | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 4 |Рівень щільності нейтронного потоку |Встановлюється | | |в енергетичному діапазоні виміри, |у відношенні | | |більше заданого |104:107 від | | | |уставки АЗ | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 5 |Рівень щільності нейтронного потоку |Встановлюється | | |в проміжному діапазоні виміри, більше |у відношенні | | |заданого |10:15 від | | | |уставки АЗ | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 6 |Тиск над активною зоною > 16.6 МПа | | | |(172кгс/см кв.) | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 7 |Температура теплоносія в будь якій | | | |із 4-х горячих ниток петель більше | | | |(Тгор. ном+3) | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 8 |Тиск у головному паровому колекторі | | | |> 6.85 МПа (70кгс/см кв.) | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 9 |Знеструмлення 1-го ГЦН із 4-х |Розвантаження | | |працюючих, 1-го ГЦН із 3-х працюючих |реактора | | | |здійснюється | | | |РОМ | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 10 |Падіння частоти струму ГЦН на 3-х |Розвантаження | | |секціях із 4-х менше 49Гц |реактора | | | |здійснюється | | | |РОМ | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 11 |Теплова потужність реактора для |Розвантаження | | |даного числа працюючих ГЦН більше |реактора | | |припустимої |здійснюється | | | |РОМ | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 12 |Відключення 1-го ТПН із 2-х працюючих |Розвантаження | | |або останнього працюючого ТПН |реактора | | | |здійснюється | | | |РОМ | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 13 |Зникнення напруги 220v постійного | | | |току на панелях ПАК | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 14 |Зникнення надійного енергопостачання | | | |СУЗ 220v, 50Гц на двох панелях ПФС | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 15 |Від ключа ПЗ-1 на БЩУ | | | | | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | | Перелік сигналів ПЗ-II | | | | | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 1 |Рівень щільності нейтронного потоку в |Встановлюється у | | |ДИ (уставка перемінна) |відношенні 10:15 | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 2 |Тиск над активною зоною більш 16.2 МПа | | | |(165кгс/см кв.) | | |----+-----------------------------------------+-----------------| | 3 |Падіння одного органа регулювання | | ------------------------------------------------------------------
3.1.2.3. Режими спрацьовування ПРБ
Таблиця N 6 ------------------------------------------------------------------ | N | Режим спрацьовування ПРБ | Примітка | |п.п | | | |----+-------------------------------------------+---------------| | 1 |Відключення 2-х ГЦН із 4-х працюючих із | | | |затримкою і 1.4сек | | |----+-------------------------------------------+---------------| | 2 |Відключення 1-го з 2-х працюючих ТПН | | |----+-------------------------------------------+---------------| | 3 |Закриття двох СК ТГ із 4-х | | |----+-------------------------------------------+---------------| | 4 |Скидання навантаження ТГ до холостого | | | |ходу (відключення вимикача генератора) | | |----+-------------------------------------------+---------------| | 5 |Скидання навантаження ТГ до власних | | | |потреб (відключення блокового вимикача) | | ------------------------------------------------------------------
3.1.3. Апаратура контролю нейтронного потоку АКНП-3 Призначення - контроль нейтронної потужності і періоду
реактору в усіх режимах роботи, а також під час перевантаження.
Комплекс формує сигнали перевищення заданих значень періоду і
потужності, видає сигнали в СУЗ та на регулювання, здійснює
опрацювання, реєстрацію та надання інформації. Комплекс складається з трьох функціонально незалежних
каналів: системи контролю параметрів щільності нейтронного потоку
з БЩК; системи контролю параметрів щільності нейтронного потоку з
РЩК; - системи контролю перевантаження. 3.1.3.1. Система контролю параметрів щільності нейтронного
потоку з БЩК Складається з двох ідентичних незалежних комплектів, кожний з
який містить: - три канали вимірів із шістьома камерами КНК-15 в
енергетичному діапазоні; - три канали вимірів із трьома камерами КНК-15 у діапазоні
джерела; - два пристрої накопичення та опрацювання інформації
УНО-01А1; - один пристрій накопичення та опрацювання інформації
УНО-02А1. У пристроях накопичення та опрацювання інформації
здійснюється функціональне перетворення первинної інформації, що
надходить із вимірювальних каналів. Формування сигналів
(аварійного захисту і попереджувальної сигналізації, переключення
поддиапазонів, регулятора та обмежувача потужності реактора),
запис на самописні потенціометри КСП2-003, передача інформації в
ЕОМ і подальше представлення на пульті оператора БЩК. 3.1.3.2. Системи контролю параметрів щільності нейтронного
потоку з РЩК Містить: - три канали вимірів із трьома камерами КНК-15; - один пристрій накопичення та опрацювання інформації
УНО-03А1. УНО системи контролю параметрів щільності нейтронного потоку
з РЩК аналогічно УНО системи контролю з БЩК. Система контролю перевантаження (СКП) складається з двох
незалежних ідентичних комплектів: - три канали вимірів із трьома камерами КНК-15 у діапазоні
джерела; - один пристрій накопичення та опрацювання інформації. Блоки детектування СКП встановлюються в сухих каналах,
розміщених у вигородці активної зони після її зупинки на
перевантаження. 3.2. Система борного регулювання реактивністю
Таблиця 7 ------------------------------------------------------------------ | Система |Кількість|Продуктив- |Тиск у 1 |Ефективність | | |каналів/ |ність насосу|контурі, |вводу чистого | | |насосів |(каналу) |кгс/см кв.|дистиляту через| | |у каналі |м куб./год | |систему | | | | | |Bэфф./сек | |--------------+---------+------------+----------+---------------| |Підживлення- | | 60 | 160 | | |продування і | | | | | |контуру, ТК | 3/1 | 30 | 160 | 17 x 10^4 | |(ТК 21,22,23 | | | | | |DO2) | | 10 | 160 | | ------------------------------------------------------------------
3.3. Захисні системи безпеки
Активні системи безпеки
Таблиця 8 ------------------------------------------------------------------ |Система |Кількість|Продуктив-|Тиск у 1 |Швидкодія|Максималь-| | |каналів/ |ність |контурі, |системи, |ний час | | |насосів |насосу |кгс/см кв.|сек |роботи, | | |у каналі |(каналу) | | |термін | | | |м куб./год| | | | |-----------+---------+----------+----------+---------+----------| | TQ | | 135-100 | 90-100 | | | |13,23,33 | | | | | | |Аварійне | | 130-100 | 90-100 | | | |запровадже-| 3/1 | | | 25 - 45 | 0.1 | |ння розчину| | 140-100 | 90-100 | | | |Н3ВО3 | | | | | | |високого | | | | | | |тиску | | | | | | |-----------+---------+----------+----------+---------+----------| |TQ 14,24,34| | 6.3 | 160 | | | |Аварійний | | | | | | |вприск | | 6.5 | 160 | | | |розчину | 3/1 | | | 11 - 38 | 2.5 | |Н3ВО3 | | 6.2 | 160 | | | |Високий | | | | | | |тиску | | | | | | |-----------+---------+----------+----------+---------+----------| |TQ 12,22,32| 3/1 | 780-250 | 1-21 |За даними|Необмежено| |Аварійне і | | | |ТОБ РУ не| | |планове | | 800-350 | 1-21 |більш 20 | | |розхолодже-| | | | | | |ння | | 850-420 | 1-21 | | | ------------------------------------------------------------------
Пасивна система САОЗ
Таблиця N 9 ------------------------------------------------------------------ |Система |Кількість |Рівень |Концент-|Робочий |Тиск |При- | | |каналів |води |рація |тиск, |спрацьо- |мітка| | |у системі |ГЕ |борної |кгс/см кв.|вування | | | | |САОЗ, |кислоти | | | | | | |мм |г/кг | | | | +---------+----------+-------+--------+----------+---------+-----| |YT11-14 | | | | |Тиск | | |ВО1 | | | | |першого | | |Пасивна | | | | |контуру | | |система | 4 | 6500 |Не менше| 57-63 |на 0.3 | | |аварійно-| | | 16 | |кгс/ | | |го охоло-| | | | |см кв. | | |дження | | | | |менше | | |а.з. | | | | |робочого | | | | | | | |тиску | | | | | | | |у ГЕ | | ------------------------------------------------------------------
4. Таблиця реєстрації внесення змін паспортних даних
------------------------------------------------------------------ | N |Вих. N, |Сторінка, N |Підпис особи | |п.п. |дата, |змінюваного пункту |відповідальної | | |назва |паспорту на |за ведення | | |документу |РУ, зміст зміни |паспорта | |-----+-----------+-------------------------+--------------------| |-----+-----------+-------------------------+--------------------| ------------------------------------------------------------------
"Узгоджено"
Голова Державного Комітету
ядерного регулювання України В.В. Грищенко
__ __________ 2002 р.
М.П.
Начальник Державної
інспекції з ядерної безпеки
на Запорізькій АЕС Лукін В.П. ___ __________ 2002 р.
"Затверджую"
Генеральний директор
ВП "Запорізька АЕС" В.М.Пишний
__ ____________ 2002 р.
М.П.
Особа відповідальна
за ведення паспорту
__ __________ 2002 р.

Додаток 2
Зразок оформлення паспорта
на РУ ВВЕР-440

Міністерство палива та енергетики України
Державне підприємство Національна Атомна
енергогенеруюча компанія "Енергоатом"
ВП "Рівненська АЕС"

ПАСПОРТ N
НА РЕАКТОРНУ УСТАНОВКУ
ЕНЕРГОБЛОКУ N 1 РІВНЕНСЬКОЇ АЕС
Кузнецовськ
2002

1. Загальні відомості про реакторну установку:
1.1. Місце розташування АЕС:
Україна, Рівненська обл. м. Кузнецовськ
1.2. Приналежність до відомства:
Міністерство палива та енергетики України.
1.3. Умовне позначення проекту РУ:
В-213.
1.4. Склад реакторної установки: Двоконтурна шести петльова установка з корпусним реактором із
водою під тиском, система підтримки тиску в першому контурі,
система захисту першого контуру від перевищення тиску, пасивна
частина системи аварійного охолодження активної зони реактора.
1.5. Проектний термін експлуатації енергоблоку:
30 років.
1.6. Дата першого виведення реактору в критичний стан:
09.11.1980 р.
1.7. Основні параметри РУ в стаціонарному режимі при
нормальних умовах експлуатації:
Таблиця N 1 ------------------------------------------------------------------ | Параметр | Розмірність | Розмір | |--------------------------------+--------------------+----------| |Теплова потужність реактора | МВт | 1375 | |--------------------------------+--------------------+----------| |Тиск у головному циркуляційному | | | |контурі | МПа (кгс/см кв.) |12.7 (125)| |--------------------------------+--------------------+----------| |Температура теплоносія на вході | | | |в реактор | град.С | 268 | |--------------------------------+--------------------+----------| |Температура теплоносія на виході| | | |з реактора | град.С | 302 | |--------------------------------+--------------------+----------| |Витрата теплоносія через реактор| | | |(номінальна) | м куб./годину | 45000 | |--------------------------------+--------------------+----------| |Паропродуктивність | т/годину | 1365 | |--------------------------------+--------------------+----------| |Тиск пару що генерується | МПа (кгс/см кв.) | 6.27 (64)| |--------------------------------+--------------------+----------| |Вологість пару що генерується | % не більше | 0,2 | ------------------------------------------------------------------
2. Основні характеристики активної зони реактора
2.1 Реактор водо-водяний, гетерогенний на теплових нейтронах,
під тиском;
2.2. Еквівалентний діаметр, м 2.7;
2.3. Висота, м 2.5;
2.4. Кількість ТВЗ, шт. 313;
2.5. Паливо, UO2;
2.6. Кампанія реактору (тривалість роботи на
номінальній потужності між перевантаженнями
палива), еф. годин 7000; 2.7. Масова частка урана-235 у суміші ізотопів урану у твелах
% 1.6; 2.4; 3.6; 4.4; 4.4 проф.(4.4+3.6);
2.8. Уповільнювач, хімічнообезсолена борирована вода;
2.9. Теплоносій, хімічнообезсолена борирована вода;
2.10. Крок розміщення ТВЗ, мм 147;
2.2. Припустимі значення нейтронно-фізичних характеристик
активної зони 2.2.1. Середня глибина вигоряння палива в максимально
вигорілій касеті:
для РК 53,5 МВт x сут. /Uкг;
для ТВЗ 42 МВт x сут. /Uкг; 2.2.2. Припустимий календарний термін перебування РК і ТВЗ в
активній зоні з урахуванням проміжного збереження в БВ, не більш 5
і 6 років відповідно; 2.2.3. Припустимі значення коефіцієнтів реактивності в
критичних станах реактора, DRO/DT<0, DRO/DGM>0 2.2.4. Припустимі значення коефіцієнтів нерівномірності
енерговиділення
Kq<1,29
Kr<1,52
Koij<2,04
3. Характеристика системи впливу на реактивність
3.1. Система управління та захисту 3.1.1. Виконавчі органи СУЗ 1) Характеристика механічної частини СУЗ: Механічні органи регулювання призначені для швидкого
припинення ланцюгової реакції, автоматичної підтримки реактору на
заданому рівні потужності і переводу його з одного рівня
потужності на інший. Механічна частина СУЗ складається з 37
робочих органів (касет АРК), об'єднаних у 6 груп. Касета АРК
складається з регулюючого стрижня (РС) та тепловиділяючих збірок,
пов'язаних між собою проміжною штангою.
Таблиця N 2 ------------------------------------------------------------------ |Виконавчі |Кіль- |Кількість |Максимальна |Час вводу ОР | |ОР СУЗ |кість |виконав- |швидкість |СУЗ в активну | | |груп |чих |збільшення |зону по сигналам| | | |ОР СУЗ |реактивності |АЗ, сек. | | | | |при витягу- | | | | | |ванні груп з | | | | | |активної | | | | | |зони, не | | | | | |більше | | | | | |Bефф/сек | | |--------------+-------+----------+-------------+----------------| | АЗ | 6 | 37 | | 13 | |--------------+-------+----------+-------------+----------------| | I-я група | 1 | 6 | 0.01 | 13 | |--------------+-------+----------+-------------+----------------| | II-я група | 1 | 6 | 0.05 | 13 | |--------------+-------+----------+-------------+----------------| | III-я група | 1 | 6 | 0.03 | 13 | |--------------+-------+----------+-------------+----------------| | IV-я група | 1 | 6 | 0.03 | 13 | |--------------+-------+----------+-------------+----------------| | V-я група | 1 | 6 | 0.02 | 13 | |--------------+-------+----------+-------------+----------------| | VI-я група | 1 | 7 | 0.05 | 13 | ------------------------------------------------------------------
3.1.2. Перелік сигналів аварійного захисту I, II, III і IV
роду. 3.1.2.1. Перелік сигналів аварійного захисту I роду
Таблиця N 3 ------------------------------------------------------------------ | N | Умови спрацьовування захисту |Примітка| |п.п. | | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 1 |Збільшення нейтронної потужності реактору в | | | |робочому діапазоні до аварійної уставки. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 2 |Зменшення періоду розгону реактору до | | | |аварійної уставки: Т=10 сек. у пусковому або | | | |робочому діапазоні. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 3 |Зниження рівня в компенсаторі тиску Н=3260 мм | | | |від днища КД і зниження тиску на виході з | | | |активної зони до 110 кгс/см кв. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 4 |Зниження тиску на виході з активної зони | | | |до 95 кгс/см кв. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 5 |Підвищення тиску в боксі і ПГ-ГЦНІ | | | |до 1.1 кгс/см кв. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 6 |Підвищення перепаду тиску на реакторі | | | |до 2.8 кгс/см кв. при роботі п'ятьох | | | |і менше ГЦН. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 7 |Підвищення перепаду тиску на реакторі | | | |до 3.8 кгс/см кв. при роботі 6 ГЦН. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 8 |Зниження рівня в будь-яких двох ПГ до 450мм | | | |від номинал. із затримкою часу 1.5 сек. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 9 |Збільшення швидкості падіння тиску в 1 | | | |півкільці ПГ-1. 3.5 або в другому півкільці | | | |ПГ-2,4,6 до 0.7 кгс/см кв. з затримкою | | | |часу 5 сек. при Т >=150 град.С. | | | | 1к | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 10 |Закриття двох з 4-х СК останньої | | | |працюючої турбіни. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 11 |При втраті електроживлення чотирьох і більш | | | |із шести працюючих ГЦН із витримкою часу 3 сек. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 12 |Втрата енергопостачання СУЗ постійного | | | |току 220В. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 13 |Зникнення напруги на датчиках покажчиків | | | |положення приводів АРК і наявність | | | |сигналу АЗ-III роду. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 14 |При перекладі ключа ВS у положення | | | |"Відключено". | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 15 |При втраті електроживлення постійного | | | |току 220В на секціях СУЗ або 1ПАЗ або 2ПАЗ. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 16 |При появи сигналу і землетрусі (потужністю 4.5) | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 17 |Від кнопки аварійного захисту I роду. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 18 |При втраті енергопостачання пристроїв КВП | | | |у двох з трьох каналів одного з двох комплектів | | | |аварійного захисту першого роду | | ------------------------------------------------------------------
3.1.2.2. Перелік сигналів аварійного захисту II роду:
Таблиця N 4 ------------------------------------------------------------------ | N | Умови спрацьовування захисту |Примітка| |п.п. | | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 1 |При збільшенні потужності реактору до | | | |попереджувальної уставки ПЗ "Р" ДП. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 2 |При зменшенні періоду розгону реактору до | | | |попереджувальної уставки ПЗ "Т" ДП. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 3 |При підвищенні тиску на виході з активної | | | |зони до 140 кгс/см кв. із витримкою 20 сек. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 4 |При зниженні тиску на виході з активної | | | |зони до 115 кгс/см кв. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 5 |При підвищенні температури води в 2-х із 6 | | | |гарячих нитках до 310 град.С із | | | |витримкою часу 20 сек. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 6 |При втраті енергопостачання пристроїв | | | |КВП у 2-х із 3-х каналів одного з двох | | | |комплектів аварійного захисту II роду. | | |-----+-------------------------------------------------+--------| | 7 |Від кнопки АЗ-II роду. | | ------------------------------------------------------------------
3.1.2.3. Перелік сигналів аварійного захисту III роду
Таблиця N 5 ------------------------------------------------------------------ | N | Умови спрацьовування захисту |Примітка | |----+----------------------------------------------+------------| | 1 |При збільшенні потужності реактору до | | | |попереджувальної уставки ПЗ "Р" Д.П. | | |----+----------------------------------------------+------------| | 2 |При зменшенні періоду розгону реактору до | | | |попереджувальної уставки ПЗ "Т" ДП. | | |----+----------------------------------------------+------------| | 3 |При підвищенні тиски на виході з активної | | | |зони до 140 кгс/см кв. (із переходом в АЗ-II | | | |через 20 сек). | | |----+----------------------------------------------+------------| | 4 |При підвищенні температури води в 2-х із 6 | | | |гарячих нитках до 310 град.С | | | |(із переходом в АЗ-II через 20 сек). | | |----+----------------------------------------------+------------| | 5 |При закритті 2-х із 4-х СК в однієї з | | | |2-х працюючих турбін. | | |----+----------------------------------------------+------------| | 6 |При зниженні рівня в будь-яких двох ПГ | | | |до 200мм від номіналу. | | |----+----------------------------------------------+------------| | 7 |При невідповідності теплової або нейтронної | | | |потужності реактора кількості включених ГЦН. | | |----+----------------------------------------------+------------| | 8 |При втраті енергопостачання в КВП у 2-х із | | | |3-х каналів одного комплекту аварійного | | | |захисту III роду. | | |----+----------------------------------------------+------------| | 9 |Від кнопки АЗ-III. | | ------------------------------------------------------------------
3.1.2.4. Перелік сигналів аварійного захисту IV роду ------------------------------------------------------------------ | N | Умови спрацьовування захисту |Примітка | |п.п. | | | |-----+----------------------------------------------+-----------| | 1 |При падінні будь якої із 37 АРК до НКВ. | | |-----+----------------------------------------------+-----------| | 2 |При підвищенні тиску над активною зоною | | | |до 135 кгс/см кв. | | |-----+----------------------------------------------+-----------| | 3 |При підвищенні температури води в 2-х | | | |із 6 гарячих нитках до 305 град.С. | | |-----+----------------------------------------------+-----------| | 4 |При втраті енергопостачання КВП у 2-х | | | |із 3-х каналів одного комплекту аварійного | | | |захисту IV роду. | | |-----+----------------------------------------------+-----------| | 5 |Від кнопки АЗ-IV роду. | | ------------------------------------------------------------------
3.1.3. Апаратура контролю нейтронного потоку АКНП-7 Комплекс АКНП-7 забезпечує: - контроль нейтронної потужності реактора в діапазоні від 10
ступ.-8 до 120% від номінального значення; - контроль щільності нейтронного потоку системи контролю
перевантаження от 1.0 до 1.2 x 10 ступ.-6 нейтрон./см кв.; - контроль періоду розгону реактору в діапазоні від 500 до 10
сек.; - формування дискретних сигналів перевищення заданих уставок
за рівнем нейтронної потужності і періоду розгону реактору. Вимір потужності нейтронного потоку в пусковому діапазоні
здійснюється в логарифмічному масштабі, у робочому - лінійно. 3.1.3.1. Комплекс апаратури захисту по технологічних
параметрах Складається з 2-х незалежних комплектів і формує аварійні
сигнали при відхиленні значень технологічних параметрів реакторної
установки за припустимі межі, здійснює опрацювання та надання
інформації про контрольовані параметри на пульт оператора. Вхідною інформацією комплексу є сигнали від датчиків
технологічних параметрів. Вихідна інформація комплексу надходить у
систему аварійного захисту реактору та оператору. Для контролю,
автоматизованого збору, опрацювання, відображення і збереження
інформації про стан технологічних параметрів передбачена апаратура
відображення і протоколювання інформації.
3.1. Система борного регулювання реактивністю
Таблиця 7 ------------------------------------------------------------------ |Система |Кількість |Продуктивність |Тиск у |Ефективність | | |каналів/ |насосу (каналу)|першому |вводу чистого | | |насосів |м куб./год. |контурі, |дистиляту | | |у каналі | |кгс/см кв.|через систему | | | | | |Bэфф. /сек | |-----------+----------+---------------+----------+--------------| |Система | | | | | |підживлення| | | | | |і борного | | | | | |регулювання| | | | | |Л.4,5 | 2/1 | 50 | 125 | 1.0 10^3 | ------------------------------------------------------------------
3.3. Захисні системи безпеки Активні системи
Таблиця N 8 ------------------------------------------------------------------ | Система |Кількість|Продуктив- |Тиск у |Швидкодія|Макс. час| | |каналів/ |ність |першому |системи, |роботи, | | |насосів |насосу |контурі |сек |годин | | |у каналі |(каналу) |кгс/см кв.| | | | | |м куб./годин| | | | |----------+---------+------------+----------+---------+---------| |Система | | | | | | |аварійного| | | | | | |охолод- | 3/1 | 65 | 125 | 50 | | |ження | | | | | | |зони | | | | | | |високого | | | | | | |тиску | | | | | | |----------+---------+------------+----------+---------+---------| |Система | | | | | | |аварійного| | | | | | |охолод- | 3/1 | 300 | 70 | 50 | Не | |ження | | | | |обмежено | |зони | | | | | | |низького | | | | | | |тиску | | | | | | | | | | | | | ------------------------------------------------------------------
Пасивна система
Таблиця 9 ------------------------------------------------------------------ |Система |Кількість |Рівень |Концен-|Робочий |Тиск | Приміт-| | |каналів |води |трація |тиск, |спра- | ка | | |у системі |ГЕ |борної |кгс/см кв.|цьову- | | | | |САОЗ, |кислоти| |вання | | | | |мм |г/кг | |кгс/ | | | | | | | |см кв. | | |---------+----------+-------+-------+----------+-------+--------| |Пасивна | | | | |Тиск | | |система | | | | |першого| | |авар. | 4 | 6100 | Не | 55-60 |конту- | | |охол. | | | менше | |ру. на | | |а.з. | | | 16 | |2-3 кгс| | | | | | | |/см кв.| | | | | | | |менше | | | | | | | |робочо-| | | | | | | |го | | | | | | | |тиску в| | | | | | | |ГЕ | | ------------------------------------------------------------------
4. Таблиця реєстрації внесення змін паспортних даних
------------------------------------------------------------------ | N | Вих. N, |Сторінка, N змінюваного пункту, |Підпис особи | |п.п.| дата, |зміст зміни |відповідальної| | | назва | |за ведення | | | документу| |паспорта | |----+----------+---------------------------------+--------------| |----+----------+---------------------------------+--------------| ------------------------------------------------------------------
"Узгоджено"
Голова Державного Комітету
ядерного регулювання України Грищенко В.В. ___ _______ 2002 р.
М. П.
Начальник державної
інспекції з ядерної безпеки
на Рівненській АЕС Нікулін В.В.
__ ______ 2002 р.
"Затверджую"
Генеральний директор
ВП "Рівненська АЕС" Коровкін В.О.
__ ________ 2002 р.
М.П.
Особа відповідальна за
ведення паспорту
__ _______ 2002 р.



вгору