Проверяемый статус документов Полнотекстовый поиск Доступ без регистрации

Карточка нормативного документа

ГОСТ 26635-85

Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля

Просмотреть PDF
Статус не подтверждённа 14.09.2026Перед применением сверяйтесь с официальным источником
Удобное чтениеАбзацы и заголовки без PDF-разрывов

Межгосударственный стандарт

ГОСТ 26635-85

Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля

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

Редакционная карточка ГОСТНОРМ. Полный текст публикуется только при подтверждённом праве использования. Метаданные сверяются по нескольким источникам.

Область применения

Область применения пока не подтверждена.

1

Страница 1

Г О С У Д А Р С Т В Е Н Н Ы Й      С Т А Н Д А Р Т
                                                     С О Ю З А    С С Р




                                     РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
                                           КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
                                             ПОД ДАВЛЕНИЕМ
                                                ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМЕ
                                                ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ

                                                     ГОСТ 26635-85

                                                     Издание официальное
                       Цена 5 коп.




                                           ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ
                                                             Москва



энергетический аудит

2

Страница 2

УДК 621.034.56 : 006.354                                           груип» Ф67

Г О С У Д А Р С Т В Е Н Н Ы Й        С Т А Н Д А Р Т      С О Ю З А     С С Р


       РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
      КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ
              06<ци« требования к систем*
               внутри реакторного контроля
                                                              ГОСТ
 Nuclear power vessel-encapsulated pressurized-water
   reactors. General requirements for in-core reactor
                                                         2 6 6 3 5 -8 5
                   monitoring system
окп 69 3111

Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 октября
1915 г. N9 3450 срок введения установлен
                                                                 с 01.01.67

                Несоблюдение стандарта преследуется по закону


   1. Настоящий стандарт распространяется на штатные сис­
темы внутрнреакторного контроля (ВРК) ядерных энергетиче­
ских корпусных реакторов с водой под давлением: атомных
электростанций (АЭС) н атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ)
и устанавливает общие требования к системам ВРК.
   Термины, применяемые в стандарте, и их пояснения при­
ведены 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 сигнализа­
ции на дисплее) о необходимости воздействия на органы регули­
рования параметров активной зоны и теплоносителя;
   выдачу сигналов в АСУ ТП энергоблока АС и систему управ­
ления и защиты (СУЗ)*.
   3. Система ВРК в соответствии с задачами должна обеспечи­
вать 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;
    • Не распространяется на системы ВРК освоенные           производством   до
введения настоящего стандарта.

Издание официальное                                     Перепечатка воспрещена
                                       (g) Издательство стандартов, 1986
 2-1469

3

Страница 3

O p . 2 ГОСТ 26635—8J


    обнаружение, отображение по вызову, регистрацию и опера­
тивную сигнализацию отклонении технологических параметров
н показателей состояния оборудовании системы топлоотвода от
заданных пределов;
    выдачу информации о срабатывании блокировок и зашит;
    выдачу информации о результатах математических и логиче­
ских 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 показа­
ний;
    расчет линейной мощности тепловыделяющих сборок (ТВС) в
местах расположения внутрнзонных 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 коэф­
фициентов неравномерности мощности ТВС;
    расчет тепловой мощности ядериого реактора по показаниям
независимых групп измерительных преобразователей и наибо­
лее вероятного значения его мощности;
    расчет минимального запаса до кризиса теплообмена, запаса
до критической тепловой мощности ядериого реактора;
    расчет выгорания ядериого топлива;
    расчет общей энерговыработкн ядериого реактора от начала
 эксплуатации первой топливной загрузки и после очередной пере­
 грузки ядериого топлива;
     анализ    срабатываний   предупредительной н аварийной
 сигнализаций;
    диагностику процесса эксплуатации активной зоны и состоя­
 ния оборудования системы теплоотвода от ядериого реактора;
     прогнозирование режимов эксплуатации активной зоны н
 состояния оборудования системы теплоотвода от ядериого реак­
 тора;
     подготовку информации и выполнение процедур обмена
 информацией с автоматизированной системы управления техно­
 логическим процессом (АСУ ТП) энергоблока АС;
     определение рационального режима эксплуатации ядериого
 реактора;
     выдачу рекомендаций по управлению процессом эксплуата­
 ции ядериого реактора;

4

Страница 4

ГОСТ 26*35—85 Стр. 3


   выдачу предупредительного сигнала о снижении минималь­
ного запаса до кризиса теплообмена ниже уставки;
   выдачу рекомендации о необходимости снижения локальной
мощности ТВС с указанием ее координат и номера участка ТВС,
наиболее близкого к кризису теплообмена;
   выдачу предупредительной сигнализации и рекомендации в
случае необходимости снижения общей мощности ядериого
реактора.
   4.     Система ВРК должна быть обеспечена комплексом техниче­
ских средств, указанных в табл. 1.

                                                         Таблица I
М аля.м-лмакс технических      PiJMClUHH*
         средств                                        Похожие

  Измерительные     кана­В активной зоне. над       По ГОСТ 2*789-81
лы системы ВРК         ней и в шахте ядериого
                       реактора
  Тсрмс>1сктрическне     На выходе ТВС. в каме­     По ГОСТ 23847-74
преобразователи (ТЭП) ре смешения, в горячих и и в соответствии с тре­
                       холодных участках трубо­ бованием п. 20
                       проводов первого контура
  Термопреобразовате-    В горячих к холодных       По ГОСТ 6651-84 и
лк сопротивления       участках     трубопроводов в соотиетствни с тре­
                       первого контура, в короб­ бованиями п. 20
                       ках компенсации темпера­
                       туры холодных спае» ГЭП
  Кабели линий связи     В активной     зоне, над   Типы кабелей выби­
                       ней. в шахте и в локали­ рают в зависимости от
                       зующих помещениях ядер­ их назначения по со­
                       иого реактора, в производ­ гласованию      между
                       ственных помещениях зоны заказчиком и разработчи­
                       свободного режима          ком системы ВРК
  Аппаратура ВРК         В производственных поме­   По ГОСТ 26344.0—84
                       щениях хоны свободного
                       режима
  Технические средства           То же              По ГОСТ 26344.0-84
для наладки и пронерки
работоспособности при
эксплуатации техничес­
ких средств, входящих
в систему ВРК


   5.    Система ВРК может использовать свои и общие, входящие
в состав АСУ ТП энергоблока АС, вычислительные ресурсы, сред­
ства регистрации н отображения информации, общие с другими
подсистемами АСУ ТП энергоблока АС. Регламент использования
технических средств должен быть предусмотрен в конструк­
торской документации разработчика системы ВРК.
2*
Показаны первые 4 из 9

История статуса

Подтверждённых событий пока нет.