Rozdział 2. Obieg chłodzenia reaktora
Rozdział 2
Obieg chłodzenia reaktora
1. Obieg chłodzenia reaktora, związane z nim systemy pomocnicze oraz systemy sterowania i zabezpieczeń pro jektuje się z uwzględnieniem zapasów bezpieczeństwa odpowiednich do zapewnienia, że w stanach eksploatacyjnych nie nastąpi przekroczenie granicznych parametrów projektowych dla granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, w szcze gólności takich jak: maksymalne ciśnienie, maksymalna temperatura, dopuszczalne zmiany ciśnienia i temperatury w sta nach przejściowych oraz dopuszczalne naprężenia.
2. Zastosowane rozwiązania projektowe zapewniają, że działanie osprzętu zabezpieczającego zabezpiecza granicę ciś nieniową obiegu chłodzenia reaktora przed nadmiernym ciśnieniem oraz, nawet podczas awarii projektowych, nie doprowa dza do nieakceptowanych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, w szczególności do uwolnień z ominię ciem obudowy bezpieczeństwa reaktora.
1. Elementy składowe obiegu chłodzenia reaktora zawierające chłodziwo reaktora, takie jak: zbiornik ciśnieniowy reaktora lub kanały ciśnieniowe, rurociągi, armatura, osprzęt, pompy, dmuchawy i wymienniki ciepła, wraz z ich elementa mi mocującymi i konstrukcjami wsporczymi, projektuje się w taki sposób, żeby wytrzymywały one obciążenia statyczne i dynamiczne oczekiwane we wszystkich stanach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych. Materiały stosowane do wytwarzania tych elementów składowych dobiera się tak, żeby zminimalizować aktywację materiału.
2. Zbiornik ciśnieniowy reaktora oraz przewody ciśnieniowe projektuje się i buduje z zastosowaniem najwyższej jako ści w odniesieniu do:
1) materiałów;
2) wymagań określonych i sprawdzonych w praktyce projektowania obiektów jądrowych;
3) zapewnienia możliwości prowadzenia kontroli, badań i prób;
4) technologii wytwarzania;
5) kwalifikacji personelu wytwarzającego i badawczego.
3. Rurociągi połączone z granicą ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora wyposaża się w odpowiednią armaturę odci nającą, w celu ograniczenia wszelkich ubytków chłodziwa reaktora oraz wykluczenia ubytku chłodziwa reaktora poprzez przyłączone systemy pomocnicze.
4. Granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora projektuje się tak, żeby:
1) zapoczątkowanie jej uszkodzenia było bardzo mało prawdopodobne;
2) było możliwe wykrycie uszkodzeń we właściwym czasie;
3) jakiekolwiek powstałe uszkodzenia nie przekształcały się w niestabilne szybko rozszerzające się pęknięcia.
5. Rozwiązania projektowe zapewniają uniknięcie stanów elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego, w których elementy składowe granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora mogłyby przejść w stan kruchy, powodując zagrożenie dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.
6. Elementy znajdujące się wewnątrz granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, takie jak wirniki pomp i części armatury, projektuje się w sposób minimalizujący prawdopodobieństwo ich uszkodzenia i powstania wtórnych uszkodzeń innych elementów obiegu chłodzenia istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, w stanach eksploatacyjnych i przy awariach projektowych, z należytym uwzględnieniem degradacji, jaka może powstać podczas ich użyt kowania.
1. Granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora projektuje się w sposób umożliwiający przez cały okres eksplo atacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego prowadzenie, w odpowiednich odstępach czasu, bezpośrednich lub po średnich kontroli i prób stanu technicznego elementów składowych tej granicy – odpowiednio do realizowanych przez nie funkcji bezpieczeństwa, w celu wykazania braku niedopuszczalnych wad materiałowych lub niedopuszczalnej degradacji stanu technicznego tych elementów, z punktu widzenia zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.
2. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się, że wskaźniki integralności granicy ciśnie niowej obiegu chłodzenia reaktora, takie jak przecieki, podlegają monitorowaniu, którego wynik uwzględnia się przy określaniu rodzaju i zakresu kontroli niezbędnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego. Obieg chłodzenia reaktora wypo saża się w system wykrywania i pomiaru wielkości przecieków, ułatwiający niezwłoczne ich zlokalizowanie.
3. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się możliwość przeprowadzania okresowej kontroli stanu technicznego odpowiednich części systemów chłodzenia wtórnych w stosunku do obiegu chłodzenia reakto ra, w szczególności systemu chłodzenia powyłączeniowego.
1. W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system dla regulacji ilości i ciśnienia chłodziwa w obiegu chłodzenia reaktora, zapewniający, że w stanach eksploatacyjnych nie dojdzie do przekroczenia granicznych pa rametrów projektowych, z uwzględnieniem zmian objętościowych i wycieków chłodziwa.
2. Stosuje się odpowiednie wyposażenie do usuwania substancji promieniotwórczych z chłodziwa reaktora, włącznie z aktywowanymi produktami korozji i produktami rozszczepienia przenikającymi z paliwa jądrowego.
3. Wydajność wyposażenia, o którym mowa w ust. 2, określa się na podstawie granicznych parametrów projektowych paliwa jądrowego dotyczących akceptowalnych nieszczelności koszulek elementów paliwowych z określonym zapasem zapewniającym, że obiekt jądrowy może być eksploatowany przy poziomie aktywności w obiegu chłodzenia reaktora tak niskim, jaki w praktyce można rozsądnie osiągnąć, a także, że uwolnienia substancji promieniotwórczych są najniższe, jakie można rozsądnie osiągnąć, i mieszczą się w dopuszczalnych granicach.
1. W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system zapewniający odprowadzanie ciepła powyłączeniowego, wypełniający swoje funkcje bezpieczeństwa z wystarczającą wydajnością, żeby nie dochodziło do przekroczenia granicznych parametrów projektowych dla paliwa jądrowego oraz dla granicy ciśnieniowej obiegu chłodze nia reaktora.
2. Rozwiązania projektowe systemu odprowadzenia ciepła powyłączeniowego zapewniają w szczególności możliwość wzajemnych połączeń i odcinania podsystemów.
1. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się stosowanie systemów awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora w celu przywrócenia i utrzymania chłodzenia paliwa jądrowego w stanach awaryjnych, nawet w razie utraty integralności granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora.
2. W przypadku awarii z utratą chłodziwa, włączając natychmiastowe rozerwanie rurociągu obiegu chłodzenia reaktora o największej średnicy, chłodzenie rdzenia reaktora jest prowadzone tak, żeby zminimalizować uszkodzenia paliwa jądro wego i ograniczyć uwolnienie produktów rozszczepienia z paliwa jądrowego, zapewniając, że:
1) nie zostaną przekroczone graniczne parametry projektowe paliwa jądrowego;
2) możliwe reakcje chemiczne są ograniczone do poziomu akceptowalnego z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego;
3) zmiany w paliwie jądrowym i w konstrukcjach wewnętrznych reaktora nie zmniejszą w znaczący sposób skuteczności awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora;
4) chłodzenie rdzenia reaktora będzie zapewnione przez wystarczająco długi czas.
§ 64. Projektowe zabezpieczenia awaryjnego chłodzenia rdzenia
W celu spełnienia przez system awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora wymagań, o których mowa w § 63 ust. 2, dla każdego postulowanego zdarzenia inicjującego i przy założeniu wystąpienia pojedynczego uszkodzenia:
1) stosuje się odpowiednie rozwiązania projektowe, takie jak: wykrywanie przecieków, odpowiednie połączenia wzajemne i możliwości odcinania, przy odpowiednim zwielokrotnieniu, zróżnicowaniu i rozdzieleniu elementów składowych systemu, a także
2) zapewnia się zasilanie elektryczne tego systemu ze źródeł wewnętrznych w razie zaniku zasilania elektrycznego z sieci zewnętrznej.
§ 65. Celowe obniżanie ciśnienia w obiegu chłodzenia
Rozwiązania projektowe zapewniają możliwość celowego obniżania ciśnienia w obiegu chłodzenia reaktora w ra zie ciężkiej awarii, tak żeby zwiększyć możliwość odprowadzania ciepła z rdzenia reaktora.
§ 66. Kontrole i próby okresowe systemu awaryjnego chłodzenia
System awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora projektuje się tak, żeby możliwe było prowadzenie kontroli okre sowych jego elementów oraz wykonywanie prób okresowych w celu potwierdzenia:
1) integralności konstrukcyjnej i szczelności elementów systemu;
2) zdolności do działania z odpowiednią wydajnością czynnych elementów systemu podczas normalnej eksploatacji;
3) zdolności systemu do działania w stanach określonych w założeniach projektowych elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego.
Pełna treść aktu: w sprawie wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, jakie ma uwzględniać projekt obiektu jądrowego.