Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Требования к отчету по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем" (НП-018-25)

219. В подразделе 3.13.2.2.2 "Испытания на сейсмостойкость механического оборудования, важного для безопасности" ООБ АС представляется описание испытаний на сейсмостойкость механического оборудования, необходимых для подтверждения его прочности и работоспособности в течение и после сейсмических воздействий, включающее:

а) проектные требования к стойкости (сейсмостойкости) систем (элементов) и проектные пределы59, методы испытаний и основные параметры испытательных режимов, способ учета влияния высоты расположения оборудования на параметры выбираемых испытательных режимов, а также обоснование достаточности программы определения сейсмических характеристик; сведения, подтверждающие разработку программ по проверке сейсмостойкости оборудования, учитывающих наличие широкополосности в сейсмическом возбуждении, произвольной направленности сейсмического воздействия и динамической взаимосвязи между сейсмическими нагрузками в разных направлениях;

______________________________

59 Пункты 3.6 и 3.7 НП-064-17.

б) методики, используемые для проверки работоспособности механического оборудования I категории сейсмостойкости, в течение и после воздействия МРЗ и для подтверждения прочности и работоспособности оборудования после воздействия нескольких ПЗ в комбинации с нормальными эксплуатационными нагрузками; это касается такого механического оборудования, как вентиляторы, приводы насосов, исполнительные механизмы органов воздействия на реактивность, пучки трубок теплообменников, приводы клапанов, стеллажи для аккумуляторных батарей и инструментов, пульты управления, щиты управления и кабельные трассы;

в) способы и методики анализа, испытания опор механического оборудования I категории сейсмостойкости, а также методики проверки, используемые для анализа влияния на сейсмостойкость оборудования возможного усиления расчетных нагрузок (амплитуды и частоты) в условиях сейсмических колебаний.

220. В подразделе 3.13.2.2.2 "Испытания на сейсмостойкость механического оборудования, важного для безопасности" ООБ АС представляются результаты испытаний и анализа для подтверждения выполнения требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и проектных требований, а также для обоснования достаточности проведенных испытаний.

221. В подразделе 3.13.3 "Электротехническое оборудование" ООБ АС приводится описание методов обоснования работоспособности электротехнического оборудования и представляется информация, показывающая соответствие технических требований и методов испытаний обязательным требованиям.

222. В подраздел 3.13.3 "Электротехническое оборудование" ООБ АС включаются следующие подразделы:

а) подраздел 3.13.3.1 "Проектные требования к проверке работоспособности электротехнического оборудования при динамических нагрузках";

б) подраздел 3.13.3.2 "Способы и методики проверки стойкости и работоспособности оборудования при динамических нагрузках";

в) подраздел 3.13.3.3 "Способы и методики анализа или испытаний проверки стойкости опорных конструкций".

223. В подразделе 3.13.3.1 "Проектные требования к проверке работоспособности электротехнического оборудования при динамических нагрузках" ООБ АС представляется номенклатура электротехнического оборудования, относящегося к I категории сейсмостойкости.

224. В подразделе 3.13.3.1 "Проектные требования к проверке работоспособности электротехнического оборудования при динамических нагрузках" ООБ АС приводятся предусмотренные проектом АС требования к проверке сейсмостойкости оборудования с указанием испытаний или методов анализа сейсмостойкости, определения входных параметров колебаний.

225. В подразделе 3.13.3.1 "Проектные требования к проверке работоспособности электротехнического оборудования при динамических нагрузках" ООБ АС представляется перечень нагрузок, при воздействии которых проверяется работоспособность оборудования.

226. В подразделе 3.13.3.2 "Способы и методики проверки стойкости и работоспособности оборудования при динамических нагрузках" ООБ АС приводятся сведения о способах и методиках, используемых для проверки сейсмостойкости электрооборудования, относящегося к I категории сейсмостойкости.

227. В подразделе 3.13.3.2 "Способы и методики проверки стойкости и работоспособности оборудования при динамических нагрузках" ООБ АС должно быть обосновано, что указанное электрооборудование выполняет предусмотренные проектом АС функции безопасности вовремя и после прохождения МРЗ, и сохраняет свою работоспособность при землетрясении интенсивностью до ПЗ включительно и после прохождения ПЗ.

228. В подразделе 3.13.3.3 "Способы и методики анализа или испытаний проверки стойкости опорных конструкций" ООБ АС представляются сведения о способах и методиках анализа или испытаний проверки стойкости опорных конструкций электрооборудования, отнесенного к I категории сейсмостойкости, к динамическим нагрузкам и методики проверки, используемые для анализа влияния на стойкость опорных конструкций возможного усиления расчетных нагрузок (амплитуды и частоты) в условиях динамических воздействий.

229. В подразделе 3.13.4 "Электроэнергетическое оборудование" ООБ АС приводится перечень электроэнергетического оборудования, относящегося к элементам, важным для безопасности. Определяются критерии, используемые при проведении испытаний или аналитических исследований для обоснования работоспособности электроэнергетического оборудования.

230. В подразделе 3.13.4 "Электроэнергетическое оборудование" ООБ АС приводятся основные результаты прочностных расчетов, подтверждающие работоспособность электроэнергетического оборудования, а также способы и методики проверки стойкости опорных конструкций электроэнергетического оборудования при выбранных сочетаниях действующих нагрузок исходя из нагрузок от внешних воздействий.

231. В подразделе 3.13.5 "Насосные агрегаты и арматура" ООБ АС представляется перечень всех насосных агрегатов и арматуры, относящихся к элементам, важным для безопасности, приводятся критерии, используемые при проведении испытаний или аналитических исследований для обоснования работоспособности насосных агрегатов и арматуры, а также указываются сведения о характерных особенностях программ испытаний и методик расчета, используемых сочетаниях нагрузок, и о полученных в результате выполнения программ испытаний или аналитических исследований максимальных уровнях напряжений и деформаций.

232. В подразделе 3.13.6 "Контрольно-измерительные приборы и оборудование автоматизированной системы управления технологическим процессом" ООБ АС представляется перечень КИП, оборудования АСУ ТП и их опорных конструкций, относящихся к I категории сейсмостойкости. Приводятся предусмотренные проектом АС требования к проверке сейсмостойкости и стойкости к внешним воздействиям, а также параметры, используемые в качестве входных данных, для проверки сейсмостойкости и стойкости к внешним воздействиям. Приводится информация о способах и методиках, используемых для проверки стойкости к внешним воздействиям КИП и оборудования. Обосновывается, что эти приборы и оборудование выполняют предусмотренные проектом АС функции, связанные с обеспечением безопасности АС, при прохождении и после прохождения предусмотренных в проекте АС внешних воздействий. Представляются способы и методики проверки стойкости к внешним воздействиям опорных конструкций КИП и оборудования АСУ ТП, а также методики проверки, используемые для анализа влияния на стойкость опорных конструкций КИП и оборудования АСУ ТП усиления расчетных нагрузок в условиях внешнего воздействия.

233. В подразделе 3.13.7 "Элементы систем вентиляции, важные для безопасности" ООБ АС приводится обоснование стойкости элементов систем вентиляции, важных для безопасности, к нагрузкам, представляемым в ООБ АС в разделах 3.10, 3.11 главы 3 ООБ АС.

234. В подразделе 3.13.7 "Элементы систем вентиляции, важные для безопасности" ООБ АС приводится номенклатура элементов систем вентиляции, важных для безопасности.

235. В подразделе 3.13.7 "Элементы систем вентиляции, важные для безопасности" ООБ АС приводится ссылка на источники, содержащие полный анализ прочности и стойкости к воздействиям внутреннего происхождения и внешним воздействиям природного и техногенного происхождения.

236. В подразделе 3.13.7 "Элементы систем вентиляции, важные для безопасности" ООБ АС указывается следующая информация:

а) данные о расчетных нагрузках и их сочетаниях;

б) методы расчета и анализа, методики моделирования, методы динамического анализа воздуховодных систем при нагрузках;

в) методы испытаний, испытательные стенды и испытательное оборудование;

г) критерии стойкости и прочности элементов систем вентиляции, важных для безопасности;

д) способы закрепления к конструкциям, прочность опорных узлов, поясняющие схемы и чертежи.

237. В подразделе 3.13.8 "Грузоподъемные машины и механизмы" ООБ АС представляется информация о выполнении расчетных обоснований прочности и работоспособности грузоподъемных машин и механизмов, предусмотренных федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии "Правила устройства и безопасной эксплуатации грузоподъемных машин и механизмов, применяемых на объектах использования атомной энергии" (НП-043-18), утвержденными приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 марта 2018 г. № 92.60 (далее - НП-043-18).

______________________________

60 Зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 апреля 2018 г., регистрационный № 50582; с изменениями, внесенными приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11 декабря 2023 г. № 447 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 28 марта 2024 г., регистрационный № 77678).

238. В подразделе 3.13.8 "Грузоподъемные машины и механизмы" ООБ АС должно быть показано, что указанные расчетные обоснования выполнены исходя из номенклатуры воздействий, представляемых в разделах 3.10, 3.11 главы 3 ООБ АС.

239. В подразделе 3.13.8 "Грузоподъемные машины и механизмы" ООБ АС приводятся сведения о:

а) приемлемости методов, выбранных для обоснования и достоверности результатов;

б) параметрах, определяющих нагрузку, которая при падении может причинить наибольший ущерб;

в) конструкции грузоподъемных машин и механизмов;

г) участках блока АС, на которых будет перемещаться груз;

д) применяемых процедурах технического обслуживания и осмотра.

240. В подраздел 3.13.9 "Сейсмическая контрольно-измерительная аппаратура" ООБ АС включаются следующие подразделы:

а) подраздел 3.13.9.1 "Программа измерений";

б) подраздел 3.13.9.2 "Описание контрольно-измерительной аппаратуры и ее расположения";

в) подраздел 3.13.9.3 "Оповещение оперативного персонала блочного пункта управления".

241. В подразделе 3.13.9.1 "Программа измерений" ООБ АС приводится и обосновывается программа измерений параметров сейсмических воздействий.

242. В подразделе 3.13.9.2 "Описание контрольно-измерительной аппаратуры и ее расположения" ООБ АС представляется информация о контрольно-измерительных сейсмических приборах, устанавливаемых в узлах систем зданий и сооружений I категории сейсмостойкости, обоснование выбора этих сооружений, узлов и месторасположения КИП, а также сведения о порядке использования показаний этих приборов после землетрясений для проверки расчетов на сейсмостойкость.

243. В подразделе 3.13.9.3 "Оповещение оперативного персонала блочного пункта управления" ООБ АС приводятся сведения о мерах, которые будут предприняты в кратчайшее время после начала землетрясения для оповещения оперативного персонала БПУ о величине типа ускорения и значениях спектров ответа, а также обоснование установленных конкретных величин, с которых должно начинаться считывание показаний сейсмических КИП для вывода их оператору.

244. В подразделе 3.13.10 "Используемые программы для электронно-вычислительной машины" ООБ АС приводится перечень программ для ЭВМ, используемых при обосновании стойкости оборудования, трубопроводов, систем и элементов АС по отношению к внешним воздействиям. По каждой программе для ЭВМ представляется следующая информация:

а) назначение программы;

б) метод расчета, реализуемый программой;

в) основные ограничения и допущения, накладываемые программой для ЭВМ на рассматриваемый класс задач;

г) сведения об аттестации.

245. В подразделе 3.13.11 "Методы испытаний систем и элементов" ООБ АС приводится описание и обоснование критериев, методик испытаний и динамического анализа, применяемых для подтверждения целостности и работоспособности систем трубопроводов, механического оборудования, испытывающих воздействие динамических нагрузок, исходя из нагрузок, вызванных потоком теплоносителя и сейсмическими воздействиями.

ПРИЛОЖЕНИЕ № 6 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии "Требования к отчету по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем", утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 28 ноября 2025 г. № 415

Требования к структуре и содержанию главы 4 "Реакторная установка"

I. Структура и содержание главы 4 "Реакторная установка"

1. В главе 4 "Реакторная установка" ООБ АС приводится описание следующих элементов и систем, отнесенных в проекте РУ к РУ:

а) активная зона, рабочий орган и исполнительный механизм СУЗ, корпус реактора с внутрикорпусными устройствами (конструкциями), оборудование внутриреакторной перегрузки;

б) оборудование первого контура, включающее:

для блока АС с натриевым теплоносителем: ГЦН-1, промежуточные теплообменники (между первым и вторым контуром), автономный теплообменник САОТ;

для блока АС со свинцовым теплоносителем: насосы первого контура, ПГ, ТР (первого контура);

для блока АС со свинцово-висмутовым теплоносителем: насосы первого контура, ПГ;

в) системы и элементы нормальной эксплуатации, системы и элементы безопасности, системы и элементы специальных технических средств для управления ЗПА, предусмотренные проектом РУ в составе РУ.

2. Описание элементов и систем представляется в разделах главы 4 "Реакторная установка".

В случае если какие-либо элементы и системы, указанные в пункте 1 настоящего приложения, не предусмотрены проектом РУ, то в разделах главы 4 "Реакторная установка" приводится информация, что такие системы и элементы не предусмотрены проектом РУ.

3. В случае если проектом РУ предусмотрено наличие элементов и систем, отнесенных к РУ, которые не указаны в пункте 1 настоящего приложения, в главе 4 "Реакторная установка" после представления сведений в соответствии с разделами, предусмотренными настоящим приложением, приводится информация в соответствии с типовым описанием разделов (структуры и содержания) ООБ АС с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, касающихся информации о системе и элементе, важных для безопасности, приведенным в приложении № 22 к Федеральным нормам и правилам.

4. В главе 4 "Реакторная установка" ООБ АС представляется следующая информация об установленных в проекте АС границах РУ:

а) принципиальная технологическая схема РУ, на которой показаны границы РУ с указанием элементов, разграничивающих зоны ответственности разработчиков проектов РУ и АС;

б) перечень систем и элементов, важных для безопасности, подключенных к РУ.

5. В главе 4 "Реакторная установка" ООБ АС приводится перечень систем и элементов, важных для безопасности, отнесенных в проекте РУ к РУ, с указанием систем и элементов, которые совмещают функции безопасности с функциями нормальной эксплуатации (если такое совмещение функций предусмотрено проектами РУ и АС). При совмещении системами и элементами, входящими в состав РУ, функций безопасности с функциями нормальной эксплуатации должна быть представлена информация, подтверждающая, что совмещение функций безопасности с функциями нормальной эксплуатации не приводит к нарушению требований обеспечения безопасности блока АС и снижению требуемой надежности выполнения функций безопасности.

6. В главу 4 "Реакторная установка" ООБ АС включаются следующие разделы:

а) раздел 4.1 "Реактор";

б) раздел 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы";

в) раздел 4.3 "Выводы";

г) раздел 4.4 "Перечень использованной документации".

II. Структура и содержание раздела 4.1 "Реактор"

7. В раздел 4.1 "Реактор" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.1.1 "Проектные основы, назначение и функции реактора";

б) подраздел 4.1.2 "Активная зона";

в) подраздел 4.1.3 "Теплоноситель";

г) подраздел 4.1.4 "Исполнительный механизм системы управления и защиты";

д) подраздел 4.1.5 "Корпус реактора";

е) подраздел 4.1.6 "Внутрикорпусные конструкции реактора";

ж) подраздел 4.1.7 "Оборудование внутриреакторной перегрузки".

8. В подразделе 4.1.1 "Проектные основы, назначение и функции реактора" приводятся:

а) сведения о назначении и функциях реактора;

б) перечень использованных при проектировании реактора документов, содержащих обязательные требования к системам и элементам, входящим в состав реактора;

в) принципы и критерии безопасности, учитываемые при проектировании реактора;

г) перечень эксплуатационных состояний и режимов работы блока АС, нарушений нормальной эксплуатации, при которых должно обеспечиваться функционирование реактора;

д) исходные данные для проектирования, определяющие требуемые характеристики и параметры реактора, а также внешние условия, при которых эти характеристики должны быть обеспечены;

е) показатели надежности элементов, важных для безопасности, входящих состав реактора;

ж) класс безопасности и категория сейсмостойкости элементов, входящих в состав реактора.

9. В подраздел 4.1.2 "Активная зона" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.1.2.1 "Проектные основы и назначение активной зоны";

б) подраздел 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны";

в) подраздел 4.1.2.3 "Конструкционные материалы элементов активной зоны";

г) подраздел 4.1.2.4 "Ядерное топливо";

д) подраздел 4.1.2.5 "Поглощающие материалы";

е) подраздел 4.1.2.6 "Управление и контроль активной зоны";

ж) подраздел 4.1.2.7 "Испытания и проверки активной зоны";

з) подраздел 4.1.2.8 "Обеспечение качества активной зоны и элементов, входящих в состав активной зоны";

и) подраздел 4.1.2.9 "Функционирование активной зоны при нормальной эксплуатации АС";

к) подраздел 4.1.2.10 "Функционирование активной зоны при нарушении нормальной эксплуатации атомной станции";

л) подраздел 4.1.2.11 "Рабочий орган системы управления и защиты";

м) подраздел 4.1.2.12 "Нейтронно-физический расчет активной зоны";

н) подраздел 4.1.2.13 "Теплогидравлический расчет активной зоны и реакторной установки".

10. В подразделе 4.1.2.1 "Проектные основы и назначение активной зоны" приводятся сведения о назначении активной зоны, а также проектные основы активной зоны, включающие:

а) перечень содержащих обязательные требования документов, использованных при разработке активной зоны;

б) принципы и критерии безопасности, учитываемые при проектировании активной зоны;

в) сведения об отнесении составных частей активной зоны, сборочных единиц составных частей активной зоны (далее - элементы, входящие в состав активной зоны) к классам безопасности и категориям сейсмостойкости в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии.

11. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" указывается следующая информация о ТВС:

а) критерии прочности и работоспособности ТВС, включающие следующие характеристики предельных состояний:

охват пластическими деформациями (потеря несущей способности) всего сечения наиболее нагруженного элемента конструкции ТВС в отсутствии дефектов;

нестабильное развитие трещины (хрупкое разрушение);

потеря устойчивости ТВС в целом или ее элемента;

предельное значение повреждения металла элемента конструкции ТВС за счет циклически повторяющихся нагрузок;

предельная величина пластической деформации, при достижении которой может произойти разрушение элемента;

зарождение трещины по механизму коррозионного растрескивания под напряжением;

б) теплогидравлические характеристики.

в) значения предельно допустимых изменений геометрических размеров и формоизменения ТВС, включая прогибы.

12. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что предельные состояния, которые характеризуются численными значениями критериев прочности и работоспособности, установлены специализированной материаловедческой организацией (и разработчиком ТВС) и обоснованы в проекте РУ.

При изменениях конструкции ТВС, применении новых материалов, изменениях конструкции твэлов, изменениях технологии теплоносителя первого контура РУ, изменениях технологии изготовления ТВС должно быть представлено обоснование критериев прочности и работоспособности, учитывающее вносимые изменения, либо подтверждено сохранение их прежних значений.

13. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" указывается информация, подтверждающая целостность ТВС после транспортирования.

14. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" представляются описание и эскизы ТВС и твэл, содержащие изображение ТВС (твэл), дающее представление о расположении и взаимной связи их составных частей; номера позиций составных частей ТВС (твэл); габаритные и установочные размеры, предельные отклонения; технические требования.

15. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" представляются результаты обоснования прочности и работоспособности твэлов и ТВС, выполненного в проекте РУ, в том числе обоснование прочности и работоспособности твэлов и ТВС, которое основывается на результатах расчетов и экспериментов, подтверждающих, что предельные состояния твэлов и ТВС не будут достигнуты в течение всего проектного срока их службы во всех предусмотренных проектом РУ режимах нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

16. При модернизации активной зоны реактора, внесении изменений в конструкции твэлов и ТВС, применении новых конструкционных материалов, изменениях химического состава топлива, изменениях технологии изготовления элементов ТВС, топлива или оболочек твэлов (в случае если эти изменения могут повлиять на их прочностные характеристики), изменениях норм ведения ХР теплоносителя первого контура РУ, изменениях проектных условий эксплуатации, влияющих на прочность и работоспособность твэлов и ТВС, в подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" представляются обоснования прочности и работоспособности твэлов и ТВС.

17. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" представляется информация, подтверждающая, что методы, применяемые для расчета напряженно-деформированного состояния твэлов и ТВС и прогнозирования их термомеханического поведения в процессе эксплуатации, учитывают все действующие на твэлы и ТВС нагрузки и определяют значения параметров, характеризующих достижение или недостижение предельных состояний при эксплуатации.

18. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация о том, что значения коэффициентов запаса прочности для предельных состояний твэлов и ТВС установлены так, чтобы в течение проектного срока службы твэлов и ТВС обеспечивались их прочность и работоспособность исходя из эксплуатационных нагрузок в режимах нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

19. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что при проектировании твэлов и ТВС учитываются характеристики РУ; обеспечивается совместимость твэлов и ТВС с элементами активной зоны, РУ в целом и другими системами АС, предназначенными для обращения с топливом.

20. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должно быть обосновано, что при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, исключается возможность перемещений и (или) деформаций ТВС, твэлов и других элементов ТВС и активной зоны, вызывающих увеличение реактивности и ухудшение теплоотвода, приводящих к повреждению твэлов сверх проектных пределов.

21. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что формоизменения твэлов и других элементов ТВС, возможные при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не вызывают перекрытие проходного сечения ТВС, приводящее к повреждению твэлов сверх установленных в проекте АС пределов, и не препятствуют нормальному функционированию РО СУЗ.

22. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что конструкция твэлов и ТВС выдерживает нагрузки от тепловых, механических, коррозионных и радиационных воздействий при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

23. Для оболочек твэлов, концевых деталей твэлов и мест их соединений в подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должны быть обоснованы прочность при облучении, коррозионная стойкость, способность выдерживать напряжения, возникающие вследствие внутреннего и наружного давления, вибраций, температурных и сейсмических воздействий.

24. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится обоснование предельного (максимального) значения наружного диаметра твэла, которое не должно быть превышено в процессе эксплуатации.

25. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что характеристики топлива, конструкция и расположение твэлов и ТВС в активной зоне исключают возникновение локального энерговыделения, приводящего к повреждению твэлов сверх проектных пределов.

26. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация о результатах анализа безопасности при проектных авариях, подтверждающих, что:

а) при проектных авариях, связанных с быстрым увеличением реактивности, не превышается удельная пороговая энергия разрушения твэлов;

б) при проектных авариях температура оболочек твэлов и конструктивных элементов ТВС не превышает значений, характеризующихся обоснованным в проекте РУ запасом до температуры плавления конструкционных материалов.

27. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что конструкция твэлов:

а) сохраняет размер топливного столба (в том числе, включающий допуск в процессе изготовления твэлов и ТВС и при транспортно-технологических операциях с ТВС);

б) обеспечивает необходимую сплошность топливного столба при эксплуатации в активной зоне;

в) выдерживает в составе ТВС и упаковочного комплекта установленные в проекте РУ нагрузки.

28. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" указывается информация о возможности:

а) проведения осмотра, испытаний и контроля ТВС при изготовлении, а также контроля при эксплуатации;

б) исправления дефектов ТВС на предприятии-изготовителе до установки в активную зону;

в) выгрузки ТВС из активной зоны, в том числе после проектной аварии.

29. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая консервативный подход при определении значений параметров и характеристик твэлов и ТВС (с коэффициентами запаса), при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и (или) критериев безопасности. Должно быть показано, что коэффициенты запаса определены при выборе исходных данных и проведении расчетов в обоснование безопасности на основе результатов экспериментальных исследований, а также опыта эксплуатации твэлов и ТВС с другими видами топлива исходя из технологических допусков при изготовлении твэлов и ТВС, а также погрешностей расчетных программ и методик.

30. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" указывается следующая информация, обосновывающая поведение твэлов:

а) аналитические модели и исходные данные, принятые на основе консервативного подхода;

б) возможность моделей прогнозировать поведение твэлов в экспериментальных и эксплуатационных условиях;

в) неопределенность и погрешности аналитических моделей и используемых корреляций.

31. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что физико-механические характеристики материалов твэлов и ТВС определены в температурном диапазоне, охватывающем все режимы нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, исходя из анизотропии свойств материалов (при ее наличии), влияния облучения и воздействия жидкометаллического теплоносителя в условиях эксплуатации, характеризующихся температурными, статическими и динамическими напряжениями, концентрацией кислорода в теплоносителе и термоциклированием.

32. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должна быть подтверждена представительность испытаний, диапазона доз облучения, напряжений и концентраций растворенного в теплоносителе кислорода (для реакторов со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем), параметров термоциклирования, при которых определяются физико-механические характеристики материалов, для обоснования прочности и работоспособности твэлов и ТВС в течение срока службы ТВС до проектных значений выгорания топлива.

33. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводятся сведения о документах головной материаловедческой организации, обосновывающих физико-механические характеристики материалов твэлов и ТВС.

34. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должно быть показано, что кривые усталости, характеристики трещиностойкости и константы, определяющие скорость подроста трещин при эксплуатации, определены исходя из влияния облучения и воздействия теплоносителя (включая примеси) в эксплуатационных условиях, а для материала оболочек твэлов - также исходя из влияния химического состава газов под оболочкой твэла.

35. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится описание моделей, использованных в расчетном обосновании твэлов для описания и учитывающих:

а) распределение энерговыделения и выгорания по радиусу топливной таблетки;

б) распределение температур в топливной таблетке и оболочке твэла;

в) тепловое расширение топливной таблетки и оболочки твэла;

г) образование и выход газообразных продуктов деления;

д) давление газа внутри твэла;

е) распухание за счет твердых и газообразных продуктов деления;

ж) потерю структурной целостности топливной таблетки;

з) изменение размеров топлива и оболочки;

и) коэффициент теплопередачи от топлива к оболочке;

к) теплопроводность газовой смеси;

л) теплопроводность в области Кнудсена;

м) давление, возникающее в местах контакта топливной таблетки и оболочки твэл;

н) рост и ползучесть оболочки;

о) сорбцию гелия или иного газа-наполнителя;

п) внутритвэльную язвенную коррозию и локальную жидкометаллическую коррозию со стороны теплоносителя.

36. В подраздел 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" включается следующая информация об оболочке твэла:

а) проектные размеры;

б) механические свойства оболочки (в том числе модуль Юнга, коэффициент Пуассона, кратковременные механические свойства, предел ползучести, предел длительной прочности) и данные о влиянии проектной температуры, облучения, коррозионного-эрозионного воздействия теплоносителя на свойства оболочки в условиях эксплуатации;

в) установленные в проекте АС значения параметров и (или) характеристики, в соответствии с которыми обосновывается прочность и работоспособность оболочки твэла, включающие:

пороговое значение первого главного напряжения в оболочке твэла, непревышение которого исключает нестабильный рост постулируемой исходной трещины;

потерю устойчивости оболочки твэла (мгновенная и длительная за счет ползучести под воздействием давления распухающего топлива, в том числе через фрагменты растрескивающегося топлива в газовом зазоре);

предельное значение повреждения металла оболочки твэла (за счет циклически повторяющихся нагрузок, включая термоциклирование);

предельное значение повреждения металла оболочки твэла (за счет терморадиационной ползучести);

предельные значения общих изгибных напряжений (или изгибных деформаций) в оболочках твэлов при сейсмических или иных динамических воздействиях;

предельное значение интенсивности пластической деформации оболочки твэла;

предельное значение изменения диаметра оболочки твэла;

предельное значение удлинения твэла;

предельное значение давления газов под оболочкой твэла;

предельную толщину окисной пленки и (или) шлаковых отложений на наружной поверхности оболочки твэла;

температуру (диапазон температур) теплоносителя, при которой в наибольшей степени проявляется эффект жидкометаллического охрупчивания оболочки твэла.

г) химические свойства оболочки (включая экспериментальные данные о скорости сплошной кислородной коррозии в жидкометаллическом теплоносителе с регламентным содержанием растворенного кислорода в рабочем диапазоне температур и напряжений, данные о жидкометаллической коррозии под напряжением, скорости коррозионного растрескивания и скорости роста количества и глубины язв, информация о стойкости к межкристаллитной коррозии).

37. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должно быть подтверждено, что в допустимом диапазоне изменения диаметра оболочек твэлов исключены непроектные перемещения твэлов в ТВС и обеспечены необходимые теплогидравлические характеристики твэлов и ТВС.

38. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится обоснование установленного в проекте РУ предельного значения удлинения оболочки твэла.

39. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должна быть обоснована окружная устойчивость оболочки твэла при нормальной эксплуатации, и показано, что усталостные повреждения, возникающие в результате статических и циклических нагрузок, не превышают установленных в проекте РУ величин.

40. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что коррозия оболочки твэла (включая фреттинг-коррозию при ее наличии), окисление внешней и (или) внутренней поверхностей оболочки, ее гидрирование, науглероживание и (или) азотирование не приводят к непредусмотренному проектом РУ ухудшению механических характеристик твэла и нарушению его работоспособности, а также росту температуры оболочки твэла, ее охрупчиванию и повреждению твэла.

41. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что отложения на внешней поверхности оболочек твэлов не приводят к недопустимому ухудшению теплогидравлических характеристик твэлов и ТВС.

42. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" указываются установленные в проекте РУ предельные значения температуры оболочки твэла, которые не должны быть превышены при эксплуатации РУ.

43. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится анализ влияния на работоспособность твэлов следующих факторов:

а) внутреннее давление под оболочкой и напряжения оболочки во всех режимах исходя из температурных переходных процессов в условиях жесткого контакта топлива и оболочки твэл;

б) радиационная стойкость оболочки твэл;

в) коррозионная стойкость оболочки твэл, включая внутритвэльную язвенную коррозию, науглероживание, азотирование (для нитридного топлива) внутренней поверхности оболочки, а также кислородную, межкристаллитную и локальную жидкометаллическую коррозию со стороны теплоносителя, жидкометаллическое охрупчивание;

г) образование оксидных пленок и осаждение примесей теплоносителя на внешней поверхности оболочки твэл, влияющих на теплопередачу от твэла к теплоносителю;

д) изменение механических свойств материала оболочки твэл под влиянием топлива и теплоносителя в условиях эксплуатации;

е) вибростойкость в среде теплоносителя, фреттинг-износ;

ж) сопротивление усталостному разрушению;

з) потери материала в результате массопереноса;

и) формоизменение (изгиб, удлинение, овализация и локальные деформации) оболочки твэл, вызванные тепловым, радиационным и механическим воздействием.

44. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" приводится информация, подтверждающая, что обоснование прочности и работоспособности твэл выполнено исходя из термомеханического и коррозионного взаимодействия топлива и оболочки твэл, а также оболочки твэл и теплоносителя.

45. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должны быть приведены и обоснованы значения параметров, характеризующих соблюдение критериев целостности оболочек твэлов.

46. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" должно быть показано, что теплофизические расчеты выполнены с использованием экспериментальных данных по теплообмену в пучке твэлов и учитывают изменение теплопроводности зазора "топливо-оболочка" в зависимости от выгорания и условий эксплуатации, а также влияние на термическое сопротивление нерастворенных примесей теплоносителя, оксидной пленки и возможных шлаковых отложений на поверхности твэлов на контактное термическое сопротивление (либо должно быть показано, что влияние этих факторов пренебрежимо мало).

47. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" указывается следующая информация о дистанционирующих элементах:

а) механические, химические, тепловые и радиационные свойства материалов, из которых изготовлены дистанционирующие элементы;

б) характеристики устойчивости к вибрации и усталости;

в) химическая и механическая совместимость с другими элементами ТВС, включая теплоноситель и оболочки твэлов (исходя из влияния коррозии, фреттинг износа).

48. В подразделе 4.1.2.2 "Описание конструкции активной зоны" представляется информация об обосновании технических решений, принимаемых для обеспечения безопасности, в части дистанционирующих элементов, подтверждающая соблюдение проектных ограничений в отношении:

а) стабильности дистанционирующих элементов при тепловом, химическом, и радиационном воздействии;

б) нагрузки на дистанционирующие элементы и их изменение в процессе эксплуатации;

в) фреттинг-износа и коррозионные повреждений в процессе эксплуатации.

49. В подразделе 4.1.2.3 "Конструкционные материалы элементов активной зоны" приводится обоснование выбора конструкционных материалов элементов активной зоны и представляется информация о:

а) физико-механических свойствах (характеристиках) материалов элементов активной зоны и их соответствии документам по стандартизации, устанавливающим требования к продукции, процессам и иным объектам стандартизации в области использования атомной энергии, предусмотренным Положением о стандартизации в отношении продукции (работ, услуг), для которой устанавливаются требования, связанные с обеспечением безопасности в области использования атомной энергии, а также процессов и иных объектов стандартизации, связанных с такой продукцией, утвержденным постановлением Правительства Российской Федерации от 12 июля 2016 г. № 669;

б) механических и теплофизических свойствах конструкционных материалов в зависимости от дозы облучения и температуры (в том числе пределы текучести и прочности, включая длительную прочность, размер зерна, твердость, микроструктура, остаточная пластичность, скорость ползучести, теплопроводность, теплоемкость), полученных исходя из воздействия теплоносителя продолжительностью, достаточной для подтверждения радиационной и химической стойкости конструкционных материалов в течение срока службы элементов активной зоны, для изготовления которых указанные материалы применяются;

в) характеристиках циклической прочности (сопротивления усталости) в среде теплоносителя в зависимости от дозы облучения, температуры, нагрузки, частоты и числа циклов, характерных для условий эксплуатации;

г) характеристиках коррозионного взаимодействия с продуктами деления в зависимости от глубины выгорания, температуры и времени облучения ЯТ;

д) характеристиках коррозионного взаимодействия с теплоносителем, включая сплошную кислородную коррозию, локальную жидкометаллическую и межкристаллитную коррозию в зависимости от температуры, режима (скорость омывающего теплоносителя, содержание в нем кислорода, статические и динамические нагрузки, термоциклирование) и времени эксплуатации ТВС.

50. В подразделе 4.1.2.3 "Конструкционные материалы элементов активной зоны" представляется информация, подтверждающая соответствие сварочных материалов и материалов для пайки, предусмотренных для изготовления элементов, входящих в состав активной зоны, обязательным требованиям по сварочным материалам и материалам для пайки о:

а) видах применяемых сварных и паяных (в случае если применение паяных соединений для изготовления элементов, входящих в состав активной зоны, предусматривается проектом РУ) соединениях;

б) проведении оценки соответствия сварочных материалов в формах, установленных НП-071-18;

в) отличиях механических и коррозионных свойств сварных соединений по сравнению с основным металлом в условиях нормальной эксплуатации, при нарушениях нормальной эксплуатации и авариях.

51. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" указываются характеристики ЯТ, предусмотренные в проекте РУ. В случае если принятые в проекте РУ предельные значения характеристик ЯТ соответствуют характеристикам аналогичного ЯТ, апробированного прежним опытом, приводятся ссылки на документы, подтверждающие обоснованность принятых значений. В иных случаях представляется обоснование предельных значений характеристик ЯТ на основе расчетных и экспериментальных исследований.

52. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" приводятся следующие сведения о ЯТ о:

а) химическом составе ЯТ, его обогащении и плотности, неравномерности плотности ЯТ и распределения делящихся нуклидов в ЯТ, массе ЯТ в реакторе, методах и аттестации методов контроля содержания делящихся нуклидов в ЯТ;

б) ползучести и распухании ЯТ в зависимости от температуры, дозы облучения и механической нагрузки на ЯТ;

в) теплофизических свойствах ЯТ в зависимости от глубины выгорания, температуры и содержания делящихся нуклидов (температура плавления, теплоемкость, теплопроводность, термическое расширение);

г) совместимости ЯТ с материалом оболочки твэла исходя из глубины выгорания, температуры, времени;

д) термомеханическом поведении ЯТ при нарушениях нормальной эксплуатации и авариях.

53. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" должно быть представлено обоснование предусмотренных в проекте РУ технических решений по механическим, химическим, термомеханическим характеристикам ЯТ, которые оказывают влияние на прочность и работоспособность ТВС и твэлов.

54. При модернизации активной зоны реактора с использованием новых конструкций ТВС, новых композиций ЯТ в подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" приводится информация о выполнении стендовых и реакторных исследований, подтверждающих выполнение критериев безопасности, в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии61.

______________________________

61 Статья 6 Федерального закона № 170-ФЗ, абзац первый пункта 21 Положения.

55. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" приводится информация, подтверждающая непревышение установленных в проекте РУ предельных значений выгорания ЯТ.

56. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" должно быть показано, что результатами анализа проектных аварий, представленными в главе 15 ООБ АС, обосновано, что при проектных авариях температура ЯТ не превышает предельное значение, характеризующее его плавление.

57. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" указывается следующая информация о топливе:

а) теплофизические свойства ЯТ (температура плавления, теплопроводность, плотность, удельная теплоемкость для определенных проектом твэла химического состава, выгорания и технологии изготовления в соответствии с влиянием проектной температуры и облучения на эти свойства);

б) эффекты уплотнения ЯТ вследствие облучения и распухания за счет продуктов деления;

в) растрескивание топливных таблеток, попадание фрагментов (крошек) топлива в газовый зазор;

г) химические свойства ЯТ;

д) совместимость ЯТ с оболочкой и теплоносителем.

58. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" представляется анализ технических решений по ЯТ для всех практически реализуемых комбинаций тепловых, радиационных, коррозионных, эрозионных, механических и гидравлических воздействий при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

59. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" указывается информация об обосновании технических решений, принимаемых для обеспечения безопасности, в части топливной таблетки, учитывающем:

а) стойкость топливной таблетки к химическим воздействиям, включая контакт с теплоносителем при повреждении оболочки твэла;

б) термическую устойчивость топливной таблетки и тепловое расширение;

в) радиационную стойкость топливной таблетки, включая радиационное уплотнение, распухание за счет продуктов деления и высвобождение газообразных продуктов деления.

60. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" должна быть представлена информация об обосновании технических решений, принимаемых для обеспечения безопасности, в части твэлов, учитывающем:

а) механическое взаимодействие ЯТ и оболочки твэла;

б) влияние отказов твэл, вследствие выгорания ЯТ, ухудшения термических условий, условий нагружения и воздействия теплоносителя,

в) результаты испытаний ЯТ в условиях длительного облучения;

г) температуры ЯТ и оболочки;

д) влияние температурных эффектов реактивности;

е) влияние выхода ЯТ в теплоноситель при разрушении твэла;

ж) термомеханическое поведение твэлов в случае блокировки расхода теплоносителя.

61. В подразделе 4.1.2.4 "Ядерное топливо" представляется информация, содержащая результаты выполненных в проекте РУ обоснований следующих критериев повреждения элементов активной зоны, контактирующих с ЯТ, учитывающие:

а) пределы по напряжению, деформации для оболочек твэлов, дистанционирующих решеток, чехлов ТВС, направляющих труб РО СУЗ и других элементов, контактирующих с ЯТ;

б) полное число циклов растягивающих напряжений до усталостного повреждения;

в) допустимый фреттинг-износ в точках контакта конструкционных элементов;

г) предельно допустимые значения глубины науглероживания, азотирования (для нитридного топлива) внутренней поверхности оболочки, глубины внутритвэльной язвенной коррозии;

д) предельно допустимое значение глубины сплошной кислородной коррозии и локальной жидкометаллической коррозии со стороны теплоносителя;

е) допустимые изменения размеров в результате изгиба, удлинения, локальных деформаций оболочек твэлов, чехлов ТВС и направляющих труб РО СУЗ за счет радиационного роста и (или) ползучести конструкционных материалов под действием термических напряжений и механических нагрузок;

ж) допустимое давление внутреннего газа в твэлах.

62. В подраздел 4.1.2.4 "Ядерное топливо" включается информация, содержащая результаты выполненных в проекте РУ:

а) анализа максимальных значений линейного тепловыделения в активной зоне исходя из влияния состава ЯТ и его выгорания на температуру плавления;

б) расчета распухания топлива, разрушения оболочки твэла вследствие жесткого контакта топливной таблетки и оболочки твэла;

в) расчета температур топливной таблетки исходя из изменений теплопроводности топлива и газового зазора в зависимости от мощности и выгорания, а также - термического сопротивления в зависимости от толщины оксидной пленки и отложений на поверхности твэлов, и содержания примесей в пристенном слое теплоносителя.

63. В подразделе 4.1.2.5 "Поглощающие материалы" приводится обоснование выбора поглощающих материалов ПЭЛ и представляется информация о:

а) химическом составе, геометрических размерах, изотопном составе, плотности поглощающих материалов, а также о методах контроля указанных характеристик поглощающих материалов и аттестации методов контроля;

б) поведении поглощающих материалов под облучением;

в) выходе газообразных продуктов из поглощающих материалов под облучением;

г) предельно допустимом выгорании поглощающего материала;

д) поведении поглощающего материала при нарушениях нормальной эксплуатации.

64. При модернизации активной зоны реактора в подразделе 4.1.2.5 "Поглощающие материалы" представляются результаты расчетного и экспериментального обоснования поведения поглощающего материала под облучением и прогнозные оценки его допустимого выгорания.

65. В подразделе 4.1.2.5 "Поглощающие материалы" указывается информация об обосновании технических решений, принимаемых для обеспечения безопасности, в части поглощающих материалов, содержащая анализ влияния на работоспособность поглощающих материалов следующих характеристик:

а) внутреннее давление и напряжения в оболочке поглощающих элементов во всех режимах эксплуатации, пределы напряженно-деформированного состояния для оболочки;

б) совместимость поглощающих материалов с материалом оболочки ПЭЛ;

в) термическая устойчивость поглощающего материала, включая фазовые переходы, тепловое расширение;

г) устойчивость поглощающего материала к облучению исходя из выхода газообразных продуктов и распухание;

д) возможность химических взаимодействий поглощающего материала при контакте с теплоносителем, вследствие повреждения оболочки ПЭЛ.

66. В подразделе 4.1.2.6 "Управление и контроль активной зоны" представляется и обосновывается перечень контролируемых параметров активной зоны и элементов, входящих в состав активной зоны, периодичность контроля, диапазон измерений параметров, а также состав и размещение средств измерения и контроля.

67. В подразделе 4.1.2.6 "Управление и контроль активной зоны" приводится информация о системах контроля и управления, обеспечивающих контроль параметров активной зоны и элементов, входящих в состав активной зоны, а также управление мощностью РУ (исходя из информации, представленной в главе 7 ООБ АС).

68. В подразделе 4.1.2.6 "Управление и контроль активной зоны" приводится информация, подтверждающая соблюдение предусмотренных в проекте РУ требований к средствам, обеспечивающим при эксплуатации оперативное автоматизированное определение и регистрацию значений текущего запаса реактивности активной зоны реактора и его изменений.

69. В подразделе 4.1.2.6 "Управление и контроль активной зоны" указывается информация о предусмотренных в проекте РУ средствах контроля неравномерности энерговыделения в активной зоне реактора и средствах оперативного расчета запаса до кризиса теплообмена.

70. В подразделе 4.1.2.6 "Управление и контроль активной зоны" приводится информация о предусмотренных в проектах РУ и АС технических средствах и методах контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном и (или) работающем реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных ТВС (твэлов), и установлены критерии для отбраковки негерметичных твэлов (ТВС), а также об обоснованных в проектах РУ и АС методиках, используемых для контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном и (или) работающем реакторе.

71. В подразделе 4.1.2.7 "Испытания и проверки активной зоны" представляется информация о проведении оценки соответствия составных частей активной зоны, сборочных единиц и деталей составных частей активной зоны в формах, установленных НП-071-18.

72. В подразделе 4.1.2.7 "Испытания и проверки активной зоны" представляются результаты стендовых и реакторных исследований, выполненных при проектировании (модернизации) активной зоны реактора с использованием новых конструкций ТВС, новых композиций ЯТ, а также обоснование достаточности проведенных исследований для выполнения критериев безопасности.

73. В подразделе 4.1.2.7 "Испытания и проверки активной зоны" представляется информация о последовательности проведения проверки элементов активной зоны и активной зоны в целом на соответствие требованиям проектной документации, на этапах предпусковых наладочных работ, физического пуска, энергетического пуска, опытно-промышленной эксплуатации.

74. В подразделе 4.1.2.7 "Испытания и проверки активной зоны" указывается информация об испытаниях и проверках активной зоны (элементов, входящих в состав активной зоны), предусмотренных программами физического пуска реактора и энергетического пуска блока АС.

75. В подразделе 4.1.2.7 "Испытания и проверки активной зоны" приводятся сведения об испытаниях активной зоны, не предусмотренных техническим регламентом эксплуатации блока АС, и отнесенных к ядерно опасным работам.

76. В подразделе 4.1.2.7 "Испытания и проверки активной зоны" представляются результаты загрузки активной зоны реактора ТВС (твэлами), а также результаты испытаний активной зоны во время физического пуска реактора и энергетического пуска блока АС, подтверждающие соответствие характеристик активной зоны и элементов, входящих в состав активной зоны, критериям безопасности.

77. В подразделе 4.1.2.8 "Обеспечение качества активной зоны и элементов, входящих в состав активной зоны" приводится информация о ПОК при проектировании, изготовлении, испытаниях активной зоны и элементов, входящих в состав активной зоны, а также указываются основные процедуры по обеспечению качества, предусмотренные в данных ПОК, и НД, регламентирующие требования к обеспечению качества.

78. В подразделе 4.1.2.9 "Функционирование активной зоны при нормальной эксплуатации атомной станции" приводится описание функционирования активной зоны при нормальной эксплуатации АС (при выводе реактора на МКУ мощности, в переходных режимах работы на мощности, при плановых пусках и остановах блока АС, в режиме водородной регенерации (в случае если такой режим работы предусмотрен проектом РУ).

79. В подразделе 4.1.2.10 "Функционирование активной зоны при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" приводится информация о выполненном в проектах РУ и АС анализе отказов активной зоны исходя из отказов по общей причине и из-за ошибок персонала.

80. В подразделе 4.1.2.10 "Функционирование активной зоны при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" приводится информация о выполненном в проектах РУ и АС обосновании и обеспечении проектными техническими средствами возможности выгрузки поврежденных компонентов активной зоны после проектной аварии.

81. В подраздел 4.1.2.11 "Рабочий орган системы управления и защиты" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.1.2.11.1 "Проектные основы и назначение рабочего органа системы управления и защиты";

б) подраздел 4.1.2.11.2 "Описание конструкции рабочего органа системы управления и защиты";

в) подраздел 4.1.2.11.3 "Конструкционные материалы рабочего органа системы управления и защиты";

г) подраздел 4.1.2.11.4 "Управление и контроль рабочего органа системы управления и защиты";

д) подраздел 4.1.2.11.5 "Испытания и проверки";

е) подраздел 4.1.2.11.6 "Обеспечение качества рабочего органа системы управления и защиты";

ж) подраздел 4.1.2.11.7 "Функционирование при нормальной эксплуатации атомной станции";

з) подраздел 4.1.2.11.8 "Функционирование при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции";

и) подраздел 4.1.2.11.9 "Анализ надежности рабочего органа системы управления и защиты";

к) подраздел 4.1.2.11.10 "Обоснование технических и организационных решений по рабочему органу системы управления и защиты для обеспечения безопасности блока атомной станции".

82. В подразделе 4.1.2.11.1 "Проектные основы и назначение рабочего органа системы управления и защиты" приводится информация о:

а) назначении РО СУЗ;

б) функциях, выполняемых РО СУЗ;

в) элементах, входящих в состав РО СУЗ, и их классификации по безопасности и сейсмостойкости;

г) обязательных требованиях и критериях безопасности, учитываемых при проектировании РО СУЗ.

83. В подразделе 4.1.2.11.1 "Проектные основы и назначение рабочего органа системы управления и защиты" приводятся проектные основы, включая сведения об эффективности РО СУЗ, скорости и шаге перемещения РО АР и РО КР и максимальной скорости ввода реактивности (на каждый орган), минимальной скорости ввода реактивности РО АЗ.

84. В подразделе 4.1.2.11.1 "Проектные основы и назначение рабочего органа системы управления и защиты" представляется информация об обосновании в проекте РУ:

а) количества приводов РО СУЗ;

б) эффективности РО СУЗ;

в) расположения РО СУЗ;

г) состава групп РО СУЗ;

д) рабочих положений РО СУЗ;

е) последовательности перемещения РО СУЗ;

ж) скорости перемещения РО СУЗ;

з) времени введения РО АЗ в активную зону при возникновении требования на срабатывание аварийной защиты;

и) времени задержки от выдачи сигнала АЗ до начала движения РО СУЗ;

к) погрешности измерения положения РО СУЗ.

85. В подразделе 4.1.2.11.2 "Описание конструкции рабочего органа системы управления и защиты" представляется описание конструкции РО СУЗ, содержащее:

а) сведения о назначении основных элементов РО СУЗ и их характеристики;

б) сведения о принадлежности РО СУЗ к группам РО СУЗ;

в) схему расположения РО СУЗ в канале РО СУЗ.

86. В подразделе 4.1.2.11.3 "Конструкционные материалы рабочего органа системы управления и защиты" указывается информация о:

а) материалах, используемых в качестве поглощающего материала РО СУЗ, включая обоснование их выбора;

б) конструкционных материалах, предусмотренных для изготовления элементов РО СУЗ, их свойствах и химическом составе, включая обоснование их выбора.

87. В подразделе 4.1.2.11.4 "Управление и контроль рабочего органа системы управления и защиты" представляется информация об управлении и контроле РО СУЗ исходя из информации, представленной в главе 7 ООБ АС.

88. В подразделе 4.1.2.11.4 "Управление и контроль рабочего органа системы управления и защиты" приводится информация, подтверждающая обоснование в проекте РУ порядка определения суммарной эффективности средств воздействия на реактивность, эффективности рабочих органов АЗ, эффективности групп рабочих органов СУЗ, коэффициентов реактивности по параметрам, влияющим на реактивность, а также методики определения этих величин и погрешности их определения.

89. В подразделе 4.1.2.11.5 "Испытания и проверки" приводится информация о проведении контроля и испытаний РО СУЗ в процессе изготовления, монтажа и наладки, а также периодической проверки в процессе эксплуатации.

90. В подразделе 4.1.2.11.5 "Испытания и проверки" представляются и обосновываются перечень контролируемых параметров РО СУЗ, характеризующих работоспособность РО СУЗ, и периодичность контроля указанных параметров.

91. В подразделе 4.1.2.11.5 "Испытания и проверки" приводятся обоснованные в проекте РУ методы и условия испытаний, замены и вывода в ремонт РО СУЗ и их приводов.

92. В подразделе 4.1.2.11.6 "Обеспечение качества рабочего органа системы управления и защиты" приводится информация о ПОК при проектировании, изготовлении, монтаже, испытаниях РО СУЗ, а также указываются основные процедуры по обеспечению качества, предусмотренные ПОК, и НД, регламентирующие требования к обеспечению качества.

93. В подразделе 4.1.2.11.7 "Функционирование при нормальной эксплуатации атомной станции" приводится описание работы РО СУЗ при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

94. В подразделе 4.1.2.11.8 "Функционирование при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" представляется анализ отказов РО СУЗ и их последствий для безопасности блока АС.

95. В подразделе 4.1.2.12.8 "Функционирование при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" указываются предусмотренные в проекте РУ меры по исключению отказов РО СУЗ или ограничению последствий отказов РО СУЗ.

96. В подразделе 4.1.2.11.9 "Анализ надежности рабочего органа системы управления и защиты" представляются анализ надежности выполнения функций РО СУЗ (совместно с ИМ СУЗ), а также показатели надежности РО СУЗ.

97. В подразделе 4.1.2.11.10 "Обоснование технических и организационных решений по рабочему органу системы управления и защиты для обеспечения безопасности блока атомной станции" указывается информация о работах, выполненных в обоснование проекта РО СУЗ, включающая:

а) результаты расчетных и экспериментальных обоснований конструкции и работоспособности РО СУЗ;

б) результаты стендовых испытаний РО СУЗ;

в) результаты эксплуатации РО СУЗ аналогичной конструкции (при наличии).

98. В подразделе 4.1.2.11.10 "Обоснование технических и организационных решений по рабочему органу системы управления и защиты для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляется информация, подтверждающая соответствие проекта РО СУЗ обязательным требованиям.

99. В подраздел 4.1.2.12 "Нейтронно-физический расчет активной зоны" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.1.2.12.1 "Проектные характеристики";

б) подраздел 4.1.2.12.2 "Описание программ для электронно-вычислительной машины и методик";

в) подраздел 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны";

г) подраздел 4.1.2.12.4 "Режимы работы активной зоны";

д) подраздел 4.1.2.12.5 "Контроль распределения энерговыделения в активной зоне";

е) подраздел 4.1.2.12.6 "Основные результаты экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик активной зоны на критических сборках и действующих быстрых реакторах";

ж) подраздел 4.1.2.12.7 "Остаточное энерговыделение и радиационные характеристики топлива";

з) подраздел 4.1.2.12.8 "Расчеты флюенса, радиационных повреждений и радиационного тепловыделения на внутрикорпусных устройствах и корпусе реактора";

и) подраздел 4.1.2.12.9 "Расчет потока нейтронов в детекторах мощности реактора".

100. В подразделе 4.1.2.12.1 "Проектные характеристики" представляется информация об обязательных требованиях при проектировании активной зоны реактора и требованиях, предъявляемых к нейтронно-физическим характеристикам активной зоны реактора.

101. В подразделе 4.1.2.12.1 "Проектные характеристики" указываются:

а) виды ЯТ, используемого в ТВС и воспроизводящих сборках;

б) максимальное обогащение ЯТ изотопом 235U и максимальное содержание делящихся изотопов плутония в ЯТ;

в) типы ТВС и воспроизводящих сборок, предусмотренных к загрузке в реактор;

г) длительность кампании ТВС и воспроизводящих сборок;

д) предельные значения среднего по ТВС, по воспроизводящей сборке, по твэлу и по топливной таблетке глубины выгорания ЯТ;

е) максимальное значение повреждающей дозы (СНА) для оболочки твэлов;

ж) максимальная линейная мощность твэла в эксплуатационных состояниях и режимах работы блока АС;

з) характеристики конструкции активной зоны (компоновка ТВС, зазоры между ТВС, геометрические размеры боковых и торцевых отражателей нейтронов);

и) сведения о наличии в активной зоне экспериментальных ТВС, источника нейтронов;

к) принятый в проекте РУ способ выравнивания поля энерговыделения;

л) принятые способы перегрузки ТВС активной зоны, РО СУЗ, планируемая длительность перегрузки;

м) нейтронно-физические характеристики активной зоны в эксплуатационных состояниях и режимах работы блока АС;

н) принятые в проекте РУ способы регулирования мощности РУ (управления распределением энерговыделения и скоростью ввода реактивности);

о) время срабатывания АЗ;

п) ограничения по нейтронно-физическим характеристикам активной зоны (максимальный запас реактивности, минимальный запас подкритичности после быстрого останова РУ, минимальная эффективность групп РО СУЗ, включая АЗ, и АЗ без одного наиболее эффективного РО СУЗ, устройств пассивной остановки реактора, ограничения на эффекты и коэффициенты реактивности);

р) график зависимости остаточного энерговыделения в активной зоне от времени после перевода реактора в подкритическое состояние.

102. В подразделе 4.1.2.12.2 "Описание программ для электронно-вычислительной машины и методик" представляются сведения об используемых в нейтронно-физических расчетах активной зоны методиках, программах для ЭВМ и ядерных константах, данные об аттестации программ для ЭВМ, их областях применения, а также погрешностях, используемых при обосновании достоверности результатов исходя из анализа неопределенности.

103. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" указываются характеристики загружаемых в реактор и выгружаемых из реактора ТВС:

а) количество загружаемых свежих тепловыделяющих и воспроизводящих сборок по типам с указанием среднего обогащения и (или) содержания делящихся изотопов плутония;

б) количество выгружаемых сборок по типам;

в) среднее выгорание для каждого типа выгружаемых сборок и по всему выгружаемому топливу;

г) максимальное выгорание по сборке, твэлу и топливной таблетке (локальное выгорание) с указанием местоположения максимумов выгорания для всех типов выгружаемых сборок.

104. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" представляются:

а) длительность работы ТВС;

б) запас реактивности на начало кампании и конец кампании;

в) максимальный запас реактивности;

г) средняя линейная мощность твэлов и максимальное по кампании значение линейной мощности твэлов для каждого типа сборок в загрузке исходя из погрешности используемой программы для ЭВМ, принятой в соответствии с аттестационным паспортом программы для ЭВМ.

105. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" приводятся сведения об изменении основных параметров в процессе выгорания топливной загрузки в табличном и графическом виде:

а) мощность реактора;

б) расход;

в) входная и выходная температура теплоносителя;

г) положение рабочей группы (РО АР);

д) максимальная мощность ТВС и максимальная по активной зоне линейная мощность твэла с указанием положения достигаемых максимумов.

106. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" приводятся эффекты и коэффициенты реактивности:

а) эффекты и коэффициенты реактивности, связанные с изменением температуры и мощности (указываются значения температурных эффектов и коэффициентов реактивности, принятые в проекте РУ, и структура составляющих этих эффектов);

б) эффекты реактивности, связанные с изменением формы и размеров активной зоны в эксплуатационных состояниях и режимах работы блока АС;

в) эффекты реактивности, связанные с изменением плотности теплоносителя;

г) Доплер-эффект (указываются значения эффектов реактивности от изменения резонансного взаимодействия нейтронов при изменении температуры, значения Доплер-эффекта для разных состояний активной зоны по кампании, а также покомпонентно - для основных материалов активной зоны и для разных изотопных составов свежего топлива);

д) асимптотические значения температурного и мощностного эффектов реактивности исходя из выгорания ЯТ в активной зоне;

е) пустотный эффект реактивности исходя из выгорания ЯТ в активной зоне, уменьшения плотности и вытеснения теплоносителя по сечению активной зоны, а также результаты исследований пустотного эффекта реактивности на экспериментальных стендах;

ж) изменение реактивности от выгорания топлива, нептуниевый эффект реактивности для разных состояний активной зоны по выгоранию топлива по подзонам;

з) граничные значения коэффициентов реактивности, предназначенные для использования в анализах безопасности и охватывающие возможные расчетные значения коэффициентов реактивности в различных эксплуатационных состояниях исходя из проектных запасов, погрешностей расчета, отклонений мощности, температуры теплоносителя.

107. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" приводится эффективная доля запаздывающих нейтронов и время жизни мгновенных нейтронов в начале и конце работы топливной загрузки.

108. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" приводится эффективность РО СУЗ для разных состояний активной зоны исходя из выгорания ЯТ и поглотителя ПЭЛ (для одиночных РО СУЗ, для групп РО СУЗ и всей системы регулирования в целом исходя из интерференции).

109. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" для состояний реактора на различных уровнях мощности исходя из погрешности расчета и допустимых отклонений начального и конечного положений РО СУЗ представляются следующие расчетные значения эффективности отдельных РО СУЗ и групп РО СУЗ, используемые при анализе переходных и аварийных процессов:

а) максимальная эффективность одиночных РО СУЗ в авариях с несанкционированным извлечением или падением поглощающих стержней;

б) зависимость максимальной эффективности рабочей группы РО СУЗ (РО АР) при аварии с неуправляемым извлечением рабочей группы от глубины погружения в активную зону;

в) максимальная скорость ввода положительной реактивности при извлечении РО АР;

г) полная эффективность АЗ и эффективность АЗ без одного наиболее эффективного рабочего органа.

110. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" представляется баланс реактивности (для текущей загрузки) исходя из возможных погрешностей определения эффектов реактивности и эффективности органов регулирования, предусмотренных аттестационным паспортом используемой программы для ЭВМ, для начала и конца кампании, а также промежуточных моментов выгорания топливной загрузки. Анализ баланса реактивности должен включать оценку следующих факторов, влияющих на реактивность и зависящих от эксплуатационных состояний:

а) назначение групп РО СУЗ, их ожидаемая и минимально допустимая эффективность;

б) застревание органа воздействия на реактивность, имеющего максимальную эффективность;

в) изменение температуры теплоносителя и топлива, уменьшение плотности и вытеснение теплоносителя по сечению активной зоны;

г) выгорание ЯТ;

д) функционирование пассивной системы останова реактора (при наличии);

е) допустимые положения РО СУЗ в активной зоне и их максимально возможная эффективность при несанкционированном извлечении).

111. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" указывается минимальный запас подкритичности реактора, остановленного действием аварийной защиты, для различных моментов кампании исходя из неопределенностей этого запаса и экспериментальных проверок на действующих реакторах.

112. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" представляется анализ подкритического состояния реактора при перегрузках топлива, содержащий следующие сведения:

а) расчетные оценки подкритичности при перегрузках топлива;

б) описание контроля подкритического состояния реактора;

в) мощность источника нейтронов деления (нейтронная мощность реактора) по состоянию на начало и конец перегрузки.

113. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" представляются следующие сведения:

а) картограммы распределений относительной мощности ТВС и воспроизводящих сборок, максимальных относительных мощностей твэла в сборках, максимальных относительных значений линейной мощности твэла в сборках в начале, середине и конце кампании;

б) картограммы средних по тепловыделяющим и воспроизводящим сборкам выгораний топлива в начале, середине и конце кампании;

в) распределение относительной мощности расчетных слоев по высоте тепловыделяющих и воспроизводящих сборок (аксиальные профили энерговыделения) в начале кампании на МКУ мощности;

г) распределение относительной мощности расчетных слоев по высоте тепловыделяющих и воспроизводящих сборок (аксиальные профили энерговыделения) в начале, середине и конце кампании на полной мощности;

д) распределения линейной мощности и (или) относительной линейной мощности по высоте твэла, учитываемые в детерминистическом анализе безопасности.

114. В подразделе 4.1.2.12.3 "Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны" представляются:

а) характеристики поля энерговыделения при непредусмотренных проектом (наиболее неблагоприятных) положениях РО СУЗ (должны быть представлены распределения полей энерговыделения для выбранных конфигураций);

б) характеристики поля нейтронного излучения в активной зоне и прилегающих конструкциях в разных состояниях активной зоны, характеризующих кампанию реактора (до и после перегрузки, в стационарном состоянии и других состояниях, определенных в проекте РУ, включая неблагоприятные положения РО СУЗ), а именно:

распределение нейтронных потоков в активной зоне и прилегающих конструкциях;

максимальные значения полного нейтронного потока в предусмотренных проектом РУ внутренней области активной зоны, в периферийных ТВС, в радиальной и торцевых зонах воспроизводства, в областях, прилегающих к радиальному, а также к верхнему и нижнему торцевым отражателям в начале и конце топливной кампании при номинальной мощности РУ;

максимальные значения флюенса быстрых нейтронов (En > 0,1 МэВ) и повреждающей дозы (сна) на оболочках твэлов, на направляющем канале РО СУЗ (при наличии) и чехле (при наличии) тепловыделяющей или воспроизводящей сборки для каждого типа сборок с указанием местоположения достигнутых максимумов в конце работы топливной загрузки.

115. В подразделе 4.1.2.12.4 "Режимы работы активной зоны" представляются сведения о режимах работы активной зоны в течение кампании и результатах расчетного моделирования:

а) пуска реактора после перегрузки, после короткой и длительной (нептуниевый эффект) остановки в процессе работы топливной загрузки;

б) работы на пониженных уровнях мощности;

в) работы с уменьшенным числом насосов первого контура;

г) работы в режиме отслеживания суточной нагрузки и иных маневренных режимах, предусмотренных проектом АС;

д) планового останова реактора.

116. В подразделе 4.1.2.12.5 "Контроль распределения энерговыделения в активной зоне" приводится описание применяемых нейтронных детекторов и их характеристики для измерений мощности РУ, а также анализ соответствия выбранной системы измерения мощности обязательным требованиям и анализ возможности использования системы измерения мощности для контроля перекосов поля энерговыделения, возникающих при непроектном положении РО СУЗ.

117. В подразделе 4.1.2.12.6 "Основные результаты экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик активной зоны на критических сборках и действующих быстрых реакторах" приводится описание моделирующих критических сборок и (или) действующих быстрых реакторов и перечень экспериментов, выполненных на этих сборках и (или) реакторах, а также представляются основные результаты расчетного анализа экспериментов и результаты использования этого анализа для оценки погрешности физических характеристик проекта РУ.

118. В подразделе 4.1.2.12.7 "Остаточное энерговыделение и радиационные характеристики топлива" для начала, середины и конца кампании реактора приводятся данные по остаточному энерговыделению активной зоны в зависимости от времени после перевода реактора в подкритическое состояние.

119. В подразделе 4.1.2.12.7 "Остаточное энерговыделение и радиационные характеристики топлива" для начала, середины и конца кампании реактора представляются сведения об исходных данных и приближениях, на основе которых получены распределения данные по остаточному энерговыделению.

120. В подразделе 4.1.2.12.7 "Остаточное энерговыделение и радиационные характеристики топлива" для начала, середины и конца кампании реактора приводятся данные о радиационных характеристиках топлива, используемых для оценки радиационных последствий проектных аварий и ЗПА в главе 15 ООБ АС.

121. В подразделе 4.1.2.12.8 "Расчеты флюенса, радиационных повреждений и радиационного тепловыделения на внутрикорпусных устройствах и корпусе реактора" представляются сведения о расчетной модели, методиках, программах и константах, использованных для расчета флюенса быстрых нейтронов, радиационных повреждений и радиационного тепловыделения на ВКУ и корпусе реактора, а также сведения об аттестации программ.

122. В подразделе 4.1.2.12.8 "Расчеты флюенса, радиационных повреждений и радиационного тепловыделения на внутрикорпусных устройствах и корпусе реактора" указываются распределения скорости накопления флюенса, величины флюенса нейтронов, максимальный нейтронный поток, повреждающей дозы в единицах числа смещений на атом на границах активной зоны в течение проектного срока службы, в следующих характерных точках ВКУ и корпуса реактора:

а) точках по толщине стенки корпуса реактора и ВКУ, начиная от точки внутренней поверхности, в которых достигается максимум флюенса быстрых нейтронов;

б) точках исходя из наихудших условий по критерию хрупкого разрушения для расчетного сечения корпуса реактора и ВКУ;

в) точках внешней поверхности корпуса реактора и ВКУ, в которых достигается максимум флюенса быстрых нейтронов.

123. В подразделе 4.1.2.12.8 "Расчеты флюенса, радиационных повреждений и радиационного тепловыделения на внутрикорпусных устройствах и корпусе реактора" указывается информация об обосновании объема контроля флюенса нейтронов на корпусе реактора при эксплуатации.

124. В подразделе 4.1.2.12.8 "Расчеты флюенса, радиационных повреждений и радиационного тепловыделения на внутрикорпусных устройствах и корпусе реактора" представляются результаты расчета радиационного тепловыделения в ВКУ и корпусе при эксплуатации реактора на полной мощности.

125. В подразделе 4.1.2.12.9 "Расчет потока нейтронов в детекторах мощности реактора" представляется схема размещения и краткая характеристика детекторов - ионизационных камер, а также приводится описание расчетной модели, методики, программ для ЭВМ и констант, применяемых для расчета потока нейтронов в ИК.

126. В подразделе 4.1.2.12.9 "Расчет потока нейтронов в детекторах мощности реактора" указываются значения плотности эквивалентного потока тепловых нейтронов в местах расположения ИК на МКУ и номинальной мощности в начале, середине и конце кампании.

127. В подраздел 4.1.2.13 "Теплогидравлический расчет активной зоны и РУ" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.1.2.13.1 "Проектные ограничения";

б) подраздел 4.1.2.13.2 "Распределение потока теплоносителя и линейного энерговыделения";

в) подраздел 4.1.2.13.3 "Перепады давления в активной зоне и гидравлических сопротивлениях";

г) подраздел 4.1.2.13.4 "Описание программ для электронно-вычислительной машины и методик";

д) подраздел 4.1.2.13.5 "Теплогидравлический расчет реакторной установки";

е) подраздел 4.1.2.13.6 "Испытания и проверки".

128. В подразделе 4.1.2.13.1 "Проектные ограничения" приводится информация о проектных ограничениях, влияющих на теплогидравлические характеристики, проектные режимы РУ и выбор параметров РУ, по:

а) максимальной температуре оболочек твэлов;

б) максимальной температуре теплоносителя;

в) скорости изменения температуры теплоносителя;

г) максимальной линейной мощности твэлов;

д) максимальной скорости потока теплоносителя в активной зоне и запасу до всплытия ТВС;

е) кавитационному запасу насосов первого контура;

ж) допустимым пределам изменения уровня теплоносителя в реакторе.

129. В подразделе 4.1.2.13.2 "Распределение потока теплоносителя и линейного энерговыделения" приводятся:

а) схемы зон дросселирования активной зоны и боковой зоны воспроизводства (при наличии);

б) расход теплоносителя через активную зону;

в) средние максимальные значения линейного энерговыделения для различных зон обогащения и зон дросселирования на начало и конец кампании;

г) температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и РУ в целом исходя из распределения расхода теплоносителя на начало и конец кампании;

д) температуры оболочек твэлов на выходе зон дросселирования исходя из возможных неоднородностей распределения температур.

130. В подразделе 4.1.2.13.3 "Перепады давления в активной зоне и гидравлических сопротивлениях" приводятся:

а) описание схемы организации потока теплоносителя на входе в реактор;

б) значения перепадов давления в активной зоне и на боковом экране и распределения гидравлического сопротивления по элементам активной зоны и бокового экрана.

131. При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, в случае конструктивного отличия ТВС с новым топливом от штатных ТВС в подразделе 4.1.2.13.3 "Перепады давления в активной зоне и гидравлических сопротивлениях" должна быть подтверждена их теплогидравлическая совместимость.

132. В подразделе 4.1.2.13.4 "Описание программ для электронно-вычислительной машины и методик" приводится информация об используемых в теплогидравлических расчетах активной зоны методиках и программах для ЭВМ, сведения об их аттестации.

133. В подразделе 4.1.2.13.4 "Описание программ для электронно-вычислительной машины и методик" указывается информация об экспериментальных работах, выполненных в обоснование используемых методик и программ для ЭВМ.

134. В подразделе 4.1.2.13.4 "Описание программ для электронно-вычислительной машины и методик" приводятся данные о точности получаемых результатов теплогидравлических расчетов.

135. В подразделе 4.1.2.13.5 "Теплогидравлический расчет реакторной установки" приводится описание теплогидравлического расчета первого контура, а также, для блока АС с натриевым теплоносителем, - второго контура и САОТ.

136. В подразделе 4.1.2.13.5 "Теплогидравлический расчет реакторной установки" представляется следующая теплогидравлическая схема РУ:

а) число контуров циркуляции теплоносителя и их назначение (система нормального теплоотвода, система аварийного теплоотвода);

б) тип побудителя движения теплоносителя (принудительная циркуляция, естественная циркуляция);

в) перечень оборудования и трубопроводов в каждом из контуров циркуляции, проектные значения расходов теплоносителя для каждого элемента контура и перепадов давления;

г) схемы циркуляции теплоносителя в каждом из контуров, высотное расположение элементов петель (оборудования, трубопроводов) для различных контуров, их геометрические характеристики (в том числе длина пути циркуляции теплоносителя в элементе), значения объемов теплоносителя каждом из элементов;

д) значения уровней теплоносителя в элементах контуров РУ и давления газовой среды при проектных режимах.

137. В подразделе 4.1.2.13.5 "Теплогидравлический расчет реакторной установки" представляется информация о проектных режимах работы РУ:

а) перечень проектных режимов;

б) теплогидравлические особенности каждого из проектных режимов;

в) параметры теплоносителя и скорости их изменения в различных проектных режимах;

г) распределение температуры теплоносителя в различных контурах РУ в проектных режимах.

138. В подразделе 4.1.2.13.5 "Теплогидравлический расчет реакторной установки" представляются:

а) используемые в теплогидравлических расчетах РУ методики и программы для ЭВМ, данные об их аттестации;

б) данные о точности получаемых результатов теплогидравлических расчетов.

139. В подразделе 4.1.2.13.6 "Испытания и проверки" приводится описание программ и методик испытаний и проверок, которые должны использоваться для подтверждения проектных теплогидравлических характеристик активной зоны и контуров РУ.

140. В подразделе 4.1.3 "Теплоноситель" приводится обоснование выбора теплоносителя первого контура и представляется информация о:

а) физических, включая нейтронно-физические и теплофизические, и химических свойствах;

б) совместимости с конструкционными материалами элементов блока АС, находящихся в постоянном или периодическом контакте;

в) допустимых примесях в теплоносителе (при первичном заполнении и при эксплуатации);

г) совместимости с другими технологическими средами (в том числе водой, воздухом), если такой контакт не исключен в соответствии с проектом АС;

д) токсичности паров, аэрозолей, включая продукты горения (для натриевого теплоносителя).

141. В подразделе 4.1.3 "Теплоноситель" приводятся установленные в проектах РУ и АС показатели качества теплоносителя, его химический состав и допустимое содержание радионуклидов в процессе эксплуатации, содержание нерастворенных примесей, а также сведения о технических средствах, предусмотренных в проектах РУ и АС для поддержания качества теплоносителя.

142. В подразделе 4.1.3 "Теплоноситель" представляется информация об обоснованных в проектах РУ и АС технических решениях и организационных мероприятиях по обеспечению качества теплоносителя, а также по методам и средствам их контроля.

143. В подразделе 4.1.3 "Теплоноситель" приводятся меры по защите от химического и коррозионного воздействия по отношению к конструкционным материалам элементов первого контура, а также систем и элементов, обеспечивающих их целостность и работоспособность.

144. В подраздел 4.1.4 "Исполнительный механизм системы управления и защиты" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.1.4.1 "Проектные основы и назначение исполнительного механизма системы управления и защиты";

б) подраздел 4.1.4.2 "Описание конструкции исполнительного механизма системы управления и защиты";

в) подраздел 4.1.4.3 "Конструкционные материалы исполнительного механизма системы управления и защиты";

г) подраздел 4.1.4.4 "Исполнительный механизм системы управления и защиты и связанные с ним системы и элементы";

д) подраздел 4.1.4.5 "Управление и контроль исполнительного механизма системы управления и защиты";

е) подраздел 4.1.4.6 "Испытания и проверки исполнительного механизма системы управления и защиты";

ж) подраздел 4.1.4.7 "Обеспечение качества исполнительного механизма системы управления и защиты";

з) подраздел 4.1.4.8 "Функционирование при нормальной эксплуатации атомной станции";

и) подраздел 4.1.4.9 "Функционирование при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции";

к) подраздел 4.1.4.10 "Анализ надежности исполнительного механизма системы управления и защиты";

л) подраздел 4.1.4.11 "Обоснование технических и организационных решений по исполнительному механизму системы управления и защиты".

145. В подразделе 4.1.4.1 "Проектные основы и назначение исполнительного механизма системы управления и защиты" указывается информация о:

а) назначении ИМ СУЗ;

б) функциях, выполняемых ИМ СУЗ;

в) элементах, входящих в состав ИМ СУЗ, и их классификации по безопасности и сейсмостойкости.

146. В подразделе 4.1.4.1 "Проектные основы и назначение исполнительного механизма системы управления и защиты" приводится информация об обязательных требованиях и критериях безопасности, учитываемых при проектировании ИМ СУЗ.

147. В подразделе 4.1.4.1 "Проектные основы и назначение исполнительного механизма системы управления и защиты" приводятся проектные характеристики ИМ СУЗ, подтверждающие соблюдение требований к конструкции ИМ СУЗ и электрооборудованию ИМ СУЗ, установленных в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии "Правила устройства и эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность" (НП-086-12), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 21 марта 2012 г. № 176.62.

______________________________

62 Зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 11 апреля 2012 г., регистрационный № 23796); с изменениями, внесенными приказами Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 7 мая 2013 г. № 198 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 4 июля 2013 г., регистрационный № 28977) и от 28 сентября 2017 г. № 395 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 октября 2017 г., регистрационный № 48648).

148. В подразделе 4.1.4.2 "Описание конструкции исполнительного механизма системы управления и защиты" приводится описание конструкции ИМ СУЗ, содержащее:

а) сведения о назначении основных элементов ИМ СУЗ;

б) основные технические характеристики ИМ СУЗ;

в) сведения об устройствах контроля, крепления и герметизации ИМ СУЗ;

г) эскизные чертежи конструкции, кинематические схемы приводов СУЗ.

149. В подразделе 4.1.4.3 "Конструкционные материалы исполнительного механизма системы управления и защиты" представляется информация, подтверждающая, что при проектировании и изготовлении ИМ СУЗ применяются материалы, сохраняющие работоспособность в течение требуемого времени исходя из механических, тепловых, физико-химических и радиационных воздействий при нормальной эксплуатации РУ, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

150. В подразделе 4.1.4.4 "Исполнительный механизм системы управления и защиты и связанные с ним системы и элементы" представляется информация о системах и элементах, связанных с ИМ СУЗ, содержащая проектные требования к этим системам и элементам, важные для обеспечения работоспособности ИМ СУЗ. Должны быть показаны границы, разделяющие ИМ СУЗ и связанные с ИМ СУЗ системы и элементы.

151. В подразделе 4.1.4.4 "Исполнительный механизм системы управления и защиты и связанные с ним системы и элементы" должно быть показано, что взаимосвязь ИМ СУЗ с другими системами и элементами РУ не приводит к нарушению выполняемых ими функций.

152. В подразделе 4.1.4.5 "Управление и контроль исполнительного механизма системы управления и защиты" приводятся сведения об управлении и контроле ИМ СУЗ исходя из информации, представленной в главе 7 ООБ АС.

153. В подразделе 4.1.4.5 "Управление и контроль исполнительного механизма системы управления и защиты" приводится информация о наличии:

а) указателей положения РО СУЗ, обеспечивающих контроль конечных и промежуточных положений, и концевых выключателей, срабатывающих непосредственно от РО СУЗ (при невозможности непосредственного контакта РО СУЗ с концевыми выключателями должна быть обоснована правильность функционирования ИМ СУЗ);

б) средств контроля выхода на упор РО СУЗ или соединительного устройства;

в) устройств, исключающих потерю информации о текущем положении РО СУЗ при обесточивании.

154. В подразделе 4.1.4.5 "Управление и контроль исполнительного механизма системы управления и защиты" должно быть обосновано, что конструкция реактора и ИМ СУЗ обеспечивают расцепленное состояние рабочих органов СУЗ при снятии верхнего блока, а предусмотренные проектом средства диагностики регистрируют расцепленное состояние.

155. В подразделе 4.1.4.5 "Управление и контроль исполнительного механизма системы управления и защиты" приводятся сведения о контроле работы ИМ СУЗ по показаниям приборов на БПУ и РПУ в объеме и средствами контроля, обоснованными в проекте АС.

156. В подразделе 4.1.4.5 "Управление и контроль исполнительного механизма системы управления и защиты" приводится информация о возможности и способе сцепления ИМ СУЗ с ручными приводами или специальными приспособлениями для перемещения РО СУЗ.

157. В подразделе 4.1.4.6 "Испытания и проверки исполнительного механизма системы управления и защиты" приводится информация о разработке программ и методик испытаний ИМ СУЗ, а также указывается объем и необходимое количество исполнительных механизмов для испытаний, обоснованные в проекте ИМ СУЗ.

158. В подразделе 4.1.4.6 "Испытания и проверки исполнительного механизма системы управления и защиты" представляются результаты испытаний опытных образцов ИМ СУЗ (предварительных, приемочных, эксплуатационных).

159. В подразделе 4.1.4.6 "Испытания и проверки исполнительного механизма системы управления и защиты" представляются результаты эксплуатационных испытаний опытных образцов ИМ СУЗ на АС (предмонтажных испытаний на стенде предмонтажных проверок с имитаторами РО СУЗ, комплексных испытаний на РУ по программе ПНР).

160. В подразделе 4.1.4.6 "Испытания и проверки исполнительного механизма системы управления и защиты" представляются результаты стендовых испытаний ИМ СУЗ серийного производства на предприятии-изготовителе.

161. В подразделе 4.1.4.6 "Испытания и проверки исполнительного механизма системы управления и защиты" представляются результаты испытаний ИМ СУЗ после монтажа на реакторе со штатной и (или) имитационной активной зоной и со штатной схемой управления по программе ПНР.

162. В подразделе 4.1.4.6 "Испытания и проверки исполнительного механизма системы управления и защиты" представляются результаты проверок ИМ СУЗ, проводимых в течение всего срока эксплуатации на соответствие требованиям проектной документации с обоснованной в проекте ИМ СУЗ периодичностью.

163. В подразделе 4.1.4.7 "Обеспечение качества исполнительного механизма системы управления и защиты" приводится информация о ПОК при проектировании, изготовлении, монтаже, испытаниях ИМ СУЗ. Указываются основные процедуры по обеспечению качества, предусмотренные ПОК, и НД, регламентирующие требования к обеспечению качества.

164. В подразделе 4.1.4.8 "Функционирование при нормальной эксплуатации атомной станции" приводится описание работы ИМ СУЗ при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также сведения о состояниях ИМ СУЗ в этих режимах.

165. В подразделе 4.1.4.9 "Функционирование при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" приводится анализ отказов и неисправностей ИМ СУЗ и их последствий для безопасности блока АС.

166. В подразделе 4.1.4.9 "Функционирование при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" приводятся сведения о мерах по исключению отказов или ограничению их последствий, принятых при проектировании ИМ СУЗ и их эксплуатации, а также анализ возможных отказов ИМ СУЗ.

167. В подразделе 4.1.4.10 "Анализ надежности исполнительного механизма системы управления и защиты" приводятся анализ надежности выполнения функций ИМ СУЗ (исходя из информации, представленной в главе 7 ООБ АС) и показатели надежности ИМ СУЗ.

168. В подразделе 4.1.4.11 "Обоснование технических и организационных решений по исполнительному механизму системы управления и защиты" приводятся результаты расчетных и экспериментальных обоснований конструкции и работоспособности ИМ СУЗ.

169. При модернизации активной зоны реактора, связанной с использованием нового типа топлива, в подразделе 4.1.4.11 "Обоснование технических и организационных решений по исполнительному механизму системы управления и защиты" должна быть подтверждена достаточность существующих систем остановки реактора, в том числе выполняющих функцию АЗ, в части эффективности и быстродействия.

170. В подразделе 4.1.4.11 "Обоснование технических и организационных решений по исполнительному механизму системы управления и защиты" представляется информация, подтверждающая соответствие проекта ИМ СУЗ обязательным требованиям.

171. В подраздел 4.1.5 "Корпус реактора" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора";

б) подраздел 4.1.5.2 "Описание конструкции корпуса реактора";

в) подраздел 4.1.5.3 "Конструкционные материалы корпуса реактора";

г) подраздел 4.1.5.4 "Корпус реактора и связанные с ним системы и элементы";

д) подраздел 4.1.5.5 "Управление и контроль корпуса реактора";

е) подраздел 4.1.5.6 "Испытания и проверки корпуса реактора";

ж) подраздел 4.1.5.7 "Обеспечение качества корпуса реактора";

з) подраздел 4.1.5.8 "Функционирование корпуса реактора при нормальной эксплуатации атомной станции";

и) подраздел 4.1.5.9 "Функционирование корпуса реактора при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции";

к) подраздел 4.1.5.10 "Анализ надежности корпуса реактора";

л) подраздел 4.1.5.11 "Обоснование технических и организационных решений по корпусу реактора для обеспечения безопасности блока атомной станции".

172. В подразделе 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора" приводятся сведения о назначении корпуса реактора, в том числе корпуса блока реакторного и моноблока реакторного (в случае если их наличие предусмотрено проектами РУ) и выполняемых им функциях.

173. В подразделе 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора" представляются проектные характеристики корпуса реактора и сведения об отнесении корпуса реактора (элементов, входящих в состав корпуса реактора) к классу безопасности, категории сейсмостойкости, а также к группе с целью дифференциации требований к их устройству для обеспечения качества, в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии. При совмещении корпусом реактора (элементами корпуса реактора) функций безопасности с функциями нормальной эксплуатации должно быть представлено обоснование его многоцелевого использования.

174. В подразделе 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора" представляется перечень НД, на основании которых осуществляется проектирование корпуса реактора, а также проектные принципы и критерии безопасности, основные требования к компоновке корпуса реактора и его конструкции.

175. В подразделе 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора" представляется перечень отказов корпуса реактора, учитываемый при анализе безопасности блока АС.

176. В подразделе 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора" для блока АС с натриевым теплоносителем представляется информация, подтверждающая соблюдение требований к корпусу реактора (в том числе требованиям, установленным в НП-089-15).

177. В подразделе 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора" для блока АС со свинцовым теплоносителем представляется информация, подтверждающая соблюдение требований к корпусу блока реакторного (в том числе требованиям, установленным в НП-107-21).

178. В подразделе 4.1.5.1 "Проектные основы и назначение корпуса реактора" представляется перечень отказов корпуса реактора, учитываемый при анализе безопасности блока АС.

179. В подразделе 4.1.5.2 "Описание конструкции корпуса реактора" представляется следующая информация:

а) описание конструкции корпуса реактора с выделением отдельных элементов, обеспечивающих выполнение заданных функций в составе корпуса реактора;

б) эскизные чертежи и схемы, иллюстрирующие конструкцию корпуса реактора;

в) основные проектные характеристики корпуса реактора;

г) сведения о принятых технических решениях по предотвращению образования на поверхности оборудования окислов и других химических соединений теплоносителя, продуктов коррозии конструкционных материалов и попадания этих отложений в активную зону.

180. В подразделе 4.1.5.3 "Конструкционные материалы корпуса реактора" представляются сведения о марках и свойствах материалов, использованных для изготовления элементов корпуса реактора.

181. В подразделе 4.1.5.3 "Конструкционные материалы корпуса реактора" должно быть показано, что качество и свойства материалов для изготовления элементов корпуса реактора, удовлетворяют требованиям документов по стандартизации, включенных в Сводный перечень.

182. В подразделе 4.1.5.3 "Конструкционные материалы корпуса реактора" для металлических материалов (основных, сварочных, наплавочных) для изготовления элементов корпуса реактора, не включенных в Сводный перечень, представляются результаты оценки соответствия, проведенной в виде аттестационных испытаний, предусмотренных подпунктом "е" пункта 25 НП-071-18 (далее - аттестационные испытания).

183. В подразделе 4.1.5.4 "Корпус реактора и связанные с ним системы и элементы" указывается информация о системах и элементах, связанных с корпусом реактора, содержащая проектные требования к этим системам и элементам, важные для обеспечения работоспособности корпуса реактора, представляется информация, в краткой форме раскрывающая описание этих систем и элементов, а также схемы, показывающие расположения узлов и механизмов, блок-схемы трубопроводов, ограждающие конструкции, приводятся границы, разделяющие корпус реактора и связанные с ним системы и элементы.

184. В подразделе 4.1.5.4 "Корпус реактора и связанные с ним системы и элементы" должно быть показано, что взаимосвязь корпуса реактора с другими системами и элементами РУ не приводит к нарушению выполняемых ими функций.

185. В подразделе 4.1.5.5 "Управление и контроль корпуса реактора" представляется следующая информация:

а) об оснащении корпуса реактора, оборудования и трубопроводов контрольно-измерительными приборами;

б) о методах, средствах, объеме и периодичности контроля состояния металла корпуса реактора для подтверждения его работоспособности в процессе эксплуатации;

в) о контроле перемещений корпуса реактора с натриевым теплоносителем, эксплуатирующегося при температуре более 250°C;

г) о типовых программах предэксплуатационного и эксплуатационного контроля состояния металла оборудования и трубопроводов и вносимых в них изменениях;

д) о программах контроля изменения в процессе эксплуатации свойств металла и бетона (для металло-бетонного корпуса) по образцам-свидетелям и вносимых в них изменениях.

186. В подразделе 4.1.5.6 "Испытания и проверки корпуса реактора" представляется следующая информация:

а) о контроле состояния материалов корпуса реактора по образцам-свидетелям;

б) об испытаниях давлением корпуса реактора, примыкающих к корпусу реактора трубопроводов, а также страховочных корпусов и кожухов (в случае если их наличие предусмотрено в проекте АС);

в) о техническом освидетельствовании и ремонте корпуса реактора при эксплуатации;

г) о наличии средств контроля герметичности корпуса реактора, примыкающих к корпусу реактора трубопроводов, а также страховочных корпуса и кожухов (в случае если их наличие предусмотрено в проекте АС) в случае невозможности проведения визуального контроля их поверхностей при техническом освидетельствовании.

187. В подразделе 4.1.5.7 "Обеспечение качества корпуса реактора" приводится информация о ПОК при проектировании, изготовлении, монтаже, испытаниях корпуса реактора, а также указываются основные процедуры по обеспечению качества, предусмотренные ПОК, и НД, регламентирующие требования к обеспечению качества.

188. В подразделе 4.1.5.8 "Функционирование корпуса реактора при нормальной эксплуатации атомной станции" приводятся следующие сведения:

а) описание функционирования корпуса реактора при нормальной эксплуатации во всех режимах, предусмотренных регламентом эксплуатации для любого возможного сочетания нагрузок и воздействий (тепловых, циклических, сейсмических, ударных, вибрационных, радиационных, влияния коррозии), а также при нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии;

б) информация, подтверждающая соответствие механических, прочностных характеристик и показателей надежности корпуса реактора и его компонентов обязательным требованиям во всех режимах нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии;

в) скорости расхолаживания и нагрева корпуса реактора при обоснованных в проекте эксплуатационных режимах блока АС (включая аварии, не приводящие к разрушению корпуса реактора).

189. В подразделе 4.1.5.9 "Функционирование корпуса реактора при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" приводятся следующие сведения:

а) анализ и оценка последствий отказов корпуса реактора;

б) перечень отказов корпуса реактора, являющихся ИС проектных аварий, требующих дополнительного анализа в главе 15 ООБ АС.

190. В подразделе 4.1.5.10 "Анализ надежности корпуса реактора" представляется информация об анализе надежности и расчетном значении вероятности отказа (разрушения) корпуса реактора и опорных конструкций, входящих в его состав.

191. В подразделе 4.1.5.10 "Анализ надежности корпуса реактора" должно быть обосновано, что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает значения, предусмотренного в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии.

192. В подразделе 4.1.5.11 "Обоснование технических и организационных решений по корпусу реактора для обеспечения безопасности блока атомной станции" должно быть обосновано соответствие проекта корпуса реактора и элементов, входящих в состав корпуса реактора, обязательным требованиям.

193. В подразделе 4.1.5.11 "Обоснование технических и организационных решений по корпусу реактора для обеспечения безопасности блока атомной станции" приводятся сведения об апробировании прежним опытом, испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов (при наличии) технических и организационных решений, принимаемых для обеспечения безопасности АС, в части корпуса реактора и элементов, входящих в состав корпуса реактора.

194. В подразделе 4.1.5.11 "Обоснование технических и организационных решений по корпусу реактора для обеспечения безопасности блока атомной станции" приводятся результаты расчетов, подтверждающие, что корпус реактора и опорные конструкции, входящие в его состав, способны воспринимать без нарушения работоспособности нагрузки, возникающие при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации (включая проектные аварии), а также при учтенных в проекте АС природных и техногенных внешних воздействиях, в течение всего срока службы блока АС.

195. В подразделе 4.1.5.11 "Обоснование технических и организационных решений по корпусу реактора для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляется информация, подтверждающая, что прочность корпуса реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивается в течение всего срока службы блока АС.

196. В подразделе 4.1.5.11 "Обоснование технических и организационных решений по корпусу реактора для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляются результаты обоснования сейсмостойкости корпуса реактора и его опорных конструкций в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии63.

______________________________

63 Статья 6 Федерального закона № 170-ФЗ, абзац первый пункта 21 Положения.

197. В подразделе 4.1.5.11 "Обоснование технических и организационных решений по корпусу реактора для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляется информация, подтверждающая соответствие проекта корпуса реактора обязательным требованиям.

198. В подразделе 4.1.6 "Внутрикорпусные конструкции реактора" приводится перечень внутрикорпусных конструкций реактора.

199. В подразделе 4.1.6 "Внутрикорпусные конструкции реактора" приводится информация об (о):

а) отнесении ВКУ реактора к классу безопасности, категории сейсмостойкости, группе, в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии;

б) обосновании и установлении ресурсных характеристик ВКУ, обеспечивающих назначенные в проекте РУ значения их сроков службы;

в) выборе свойств, определении характеристик основных материалов и полуфабрикатов, предусмотренных для изготовления ВКУ;

г) установленном в проекте РУ объеме, методах контроля и нормах оценки качества основного металла, сварных соединений, наплавленного металла ВКУ;

д) предусмотренном в проекте РУ контроле состояния материалов ВКУ по образцам-свидетелям для оценки воздействия на свойства материалов температуры, нейтронного облучения и теплоносителя (для материалов, с ним контактирующих);

е) предусмотренных в проекте РУ технических мерах по защите материалов ВКУ от физико-химического воздействия рабочих сред;

ж) обосновании в проекте РУ прочности ВКУ исходя из предусмотренных проектом РУ сочетаний нагрузок при эксплуатации.

200. В подразделе 4.1.7 "Оборудование внутриреакторной перегрузки" приводится описание оборудования внутриреакторной перегрузки (в случае если такое оборудование предусматривается проектами РУ и АС) в соответствии с типовым описанием разделов (структуры и содержания) ООБ АС с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, касающихся информации о системе и элементе, важных для безопасности, приведенным в приложении № 22 к Федеральным нормам и правилам.

III. Структура и содержание раздела 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы"

201. В соответствии с типовым описанием разделов (структуры и содержания) ООБ АС с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, касающихся информации о системе и элементе, важных для безопасности, приведенным в приложении № 22 к Федеральным нормам и правилам, в разделе 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" представляется описание элементов и систем, отнесенных в проектах РУ и АС к первому контуру, и связанных с ним систем.

202. Для блока АС с натриевым теплоносителем в разделе 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" представляется описание следующих элементов и систем, отнесенных в проектах РУ и АС к первому контуру, и связанных с ним систем:

а) насос первого контура (ГЦН-1);

б) промежуточные теплообменники первого и второго контуров;

в) трубопроводы первого контура;

г) система компенсации давления защитного газа;

д) система очистки натрия первого контура.

203. Для блока АС со свинцовым теплоносителем в разделе 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" представляется описание следующих элементов и систем, отнесенных в проектах РУ и АС к первому контуру, и связанных с ним систем:

а) насос первого контура;

б) ПГ;

в) ТР;

г) трубопроводы первого контура;

д) система контроля и поддержания качества теплоносителя первого контура;

е) системы контроля герметичности оболочек твэлов;

ж) СНР;

з) система газовая реактора;

и) системы разогрева и охлаждения корпуса реактора;

к) система пассивной обратной связи.

204. Для блока АС со свинцово-висмутовым теплоносителем в разделе 4.3 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" представляется описание следующих элементов и систем, отнесенных в проектах РУ и АС к первому контуру, и связанных с ним систем:

а) насос первого контура;

б) ПГ;

в) газовая система;

г) система технологии теплоносителя;

д) системы контроля герметичности оболочек твэлов;

е) контур многократной принудительной циркуляции (в части выполнения функций нормальной эксплуатации);

ж) СПОТ (в части выполнения функций нормальной эксплуатации).

205. Описание элементов и систем, указанных в пунктах 202 - 204 настоящего приложения, приводится в подразделах раздела 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы", а в случае если такие элементы и системы не предусмотрены проектами АС и РУ в разделе 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" приводится пояснение, содержащее информацию о том, что элемент не предусмотрен проектами АС и РУ, система не предусмотрена проектами АС и РУ.

206. Описание иных предусмотренных проектами АС и РУ в составе блока АС элементов и систем, отнесенных к первому контуру, и связанных с ним систем, в разделе 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" представляется в соответствии с типовым описанием разделов (структуры и содержания) ООБ АС с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, касающихся информации о системе и элементе, важных для безопасности, приведенным в приложении № 22 к Федеральным нормам и правилам, в подразделах раздела 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" (после представления сведений в соответствии с разделами, предусмотренными настоящим приложением).

207. В раздел 4.2 "Оборудование первого контура и связанные с первым контуром системы" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.2.1 "Проектные основы, назначение и функции первого контура";

б) подраздел 4.2.2 "Насос первого контура";

в) подраздел 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров";

г) подраздел 4.2.4 "Трубопроводы первого контура";

д) подраздел 4.2.5 "Парогенератор";

е) подраздел 4.2.6 "Теплообменник расхолаживания";

ж) подраздел 4.2.7 "Опорные конструкции оборудования и трубопроводов первого контура";

з) подраздел 4.2.8 "Системы, связанные с первым контуром".

208. В подразделе 4.2.1. "Проектные основы, назначение и функции первого контура" представляется следующая информация:

а) перечень НД, требования которых учитываются при проектировании элементов первого контура и связанных с ним систем, а также принципы и критерии безопасности;

б) технологическая схема первого контура с указанием границ первого контура, высотных отметок, рабочего давления, температур, расходов и объема теплоносителя в стационарном режиме работы установки на полной мощности, а также всех подключенных к первому контуру систем;

в) описание контура циркуляции теплоносителя первого контура, данные о распределении расхода теплоносителя в характерных объемах, составляющие общего гидравлического сопротивления первого контура, распределение температур теплоносителя по первому контуру;

г) сведения об отнесении элементов систем, входящих в первый контур, к классу безопасности, категории сейсмостойкости, группе, в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии;

д) описание последовательности действий по заполнению первого контура теплоносителем и его дренированию при нормальной эксплуатации АС, а также описание последовательности действий по дренированию теплоносителя и сбросу давления в первом контуре, а также во втором контуре (при необходимости) при нарушениях нормальной эксплуатации, связанных с разгерметизацией первого контура;

е) сведения об аналогах (при наличии) системы (элемента), опыт эксплуатации которой известен.

209. В подразделе 4.2.1. "Проектные основы, назначение и функции первого контура" для блока АС со свинцовым теплоносителем представляется информация, подтверждающая:

а) соответствие оборудования и трубопроводов первого контура, находящегося в постоянном или периодическом контакте со свинцовым теплоносителем и (или) защитным газом, НП-107-21;

б) выполнение обоснования прочности оборудования и трубопроводов первого контура, находящегося в постоянном или периодическом контакте со свинцовым теплоносителем и (или) защитным газом, в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии "Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования, трубопроводов и внутрикорпусных устройств ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем" (НП-108-21), утвержденными приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 21 июля 2021 г. № 258.64.

______________________________

64 Зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 5 октября 2021 г., регистрационный № 65290.

210. В подразделе 4.2.1. "Проектные основы, назначение и функции первого контура" для блока АС с натриевым теплоносителем представляется информация, подтверждающая соблюдение дополнительных требований к оборудованию и трубопроводам с натриевым теплоносителем, а также выполнение обоснования прочности и функциональных характеристик, в соответствии с НП-089-15.

211. В подразделе 4.2.1. "Проектные основы, назначение и функции первого контура" должно быть показано, что качество и свойства материалов для изготовления элементов оборудования и трубопроводов первого контура должны удовлетворять требованиям документов по стандартизации, включенных в Сводный перечень.

212. Для металлических материалов (основных, сварочных, наплавочных) для изготовления элементов оборудования и трубопроводов первого контура, не включенных в Сводный перечень, в подразделе 4.3.1. "Проектные основы, назначение и функции первого контура" представляются результаты аттестационных испытаний.

213. В подраздел 4.2.2 "Насос первого контура" включаются следующие подразделы:

а) подраздел 4.2.2.1 "Проектные основы и назначение насоса первого контура";

б) подраздел 4.2.2.2 "Описание конструкции насоса первого контура";

в) подраздел 4.2.2.3 "Конструкционные материалы насоса первого контура";

г) подраздел 4.2.2.4 "Насос первого контура и связанные с ним системы и элементы";

д) подраздел 4.2.2.5 "Управление, контроль и испытания насоса первого контура";

е) подраздел 4.2.2.6 "Функционирование насоса первого контура при нормальной эксплуатации атомной станции";

ж) подраздел 4.2.2.7 "Функционирование насоса первого контура при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции";

з) подраздел 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции".

214. В подразделе 4.2.2.1 "Проектные основы и назначение насоса первого контура" представляется следующая информация:

а) назначение и функции насоса первого контура;

б) требования к условиям эксплуатации, включая нагрузки и условия окружающей среды (в том числе температура, вибрация, облучение);

в) классификация насоса первого контура по влиянию на безопасность и по сейсмостойкости;

г) НД, на основании которых осуществляется проектирование насоса первого контура;

д) критерии безопасности, проектные пределы и требования, положенные в основу проекта насоса первого контура для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии:

поддержание необходимого расхода теплоносителя через активную зону при работе РУ на мощности и при остановке;

исключение одновременных отказов насосов первого контура (отказов по общей причине);

минимизация возможности заклинивания вращающегося вала насоса и риска повреждения конструкций РУ или первого контура (для лопастного насоса первого контура);

исключение захвата газа;

исключение попадания масла или воды из систем насоса в теплоноситель;

обеспечение необходимой продолжительности выбега насоса;

обеспечение гарантированного минимального расхода с целью обеспечения условий для развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при потере принудительной циркуляции, в том числе при проектных авариях;

минимизация пожарной опасности, вызываемой насосом или его системами;

исключение утечки аргона из газовой полости первого контура по валу насоса или устройствам для установки насоса на РУ (для лопастного насоса первого контура);

предупреждение повышения скорости вращения насоса первого контура (для лопастного насоса первого контура);

максимально допустимая температура перекачиваемого теплоносителя;

е) проектные режимы эксплуатации;

ж) условия надежного функционирования насоса при различных скоростях вращения (для лопастного насоса первого контура, если возможность регулирования скорости насоса предусмотрена проектом) и различных сочетаниях работающих насосов (в том числе отсутствие кавитации, перегрузки двигателя).

215. В подразделе 4.2.2.2 "Описание конструкции насоса первого контура" приводятся:

а) описание конструкции насоса первого контура с выделением отдельных, выполняющих самостоятельные функции устройств (элементов), включая электродвигатель, обратный клапан с приводом, системы управления, контроля, защит и блокировок, устройства крепления и герметизации;

б) основные эскизные чертежи каждого из элементов и схемы, иллюстрирующие конструкцию, действие и расположение насоса первого контура;

в) основные технические характеристики насоса первого контура, включая размеры, эксплуатационную мощность, рабочие параметры и источник питания;

г) информация о возможности доступа к узлам и элементам насоса первого контура для проведения технического обслуживания, ремонта или замены.

216. Основные узлы насоса первого контура описываются в объеме, достаточном для оценки их влияния на работоспособность насоса и безопасность РУ в целом.

217. В подразделе 4.2.2.3 "Конструкционные материалы насоса первого контура" представляются сведения о марках и свойствах используемых в насосах первого контура сталей и материалов и обоснование их способности работать в течение требуемого времени в среде жидкометаллического теплоносителя при проектных значениях скорости и температуры теплоносителя, радиационных воздействий, статических и динамических нагрузок при нормальной эксплуатации РУ, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

218. В подразделе 4.2.2.3 "Конструкционные материалы насоса первого контура" приводится информация об объеме и методах контроля качества металла, устанавливаемых в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии65.

______________________________

65 Статья 6 Федерального закона № 170-ФЗ, абзац первый пункта 21 Положения.

219. В подразделе 4.2.2.3 "Конструкционные материалы насоса первого контура" должно быть показано, что качество и свойства материалов для изготовления элементов насоса первого контура соответствуют требованиям документов по стандартизации, включенных в Сводный перечень.

220. Для металлических материалов (основных, сварочных, наплавочных) для изготовления элементов насоса первого контура, не включенных в Сводный перечень, в подразделе 4.2.2.3 "Конструкционные материалы насоса первого контура" представляются результаты аттестационных испытаний.

221. В подразделе 4.2.2.4 "Насос первого контура и связанные с ним системы и элементы" представляются перечень предусмотренных проектом АС систем и оборудования, влияющих на функционирование насоса первого контура и связанных с ним систем и элементов, а также информация, в краткой форме раскрывающая описание этих систем, схемы, показывающие расположения узлов и механизмов, блок-схемы КИП и трубопроводов, ограждающие конструкции, границы проектирования насоса первого контура и точки подключения других систем.

222. В подразделе 4.2.2.4 "Насос первого контура и связанные с ним системы и элементы" должно быть показано, что эти системы и элементы соответствуют проектным требованиям и дана оценка их влияния на работоспособность насоса первого контура.

223. В подразделе 4.2.2.5 "Управление, контроль и испытания насоса первого контура" представляются:

а) принципы управления насосом первого контура;

б) информация о регулировании скорости вращения насоса первого контура;

в) контролируемые параметры, характеризующие работоспособное состояние насоса первого контура, а также параметры, по которым формируются сигналы блокировки и защиты насоса первого контура, и их значения;

г) анализ возможных управляющих воздействий на насос первого контура средствами автоматики и эксплуатирующим персоналом;

д) описание методов и средств, объема и периодичности проведения контроля состояния, технического обслуживания и испытаний насоса первого контура для обеспечения его работоспособности и управления ресурсом при эксплуатации;

е) информация о ПНР насоса первого контура, включая перечень программ испытаний, показывающую достаточность предпусковых испытаний насоса первого контура для обоснования безопасности эксплуатации РУ, и перечень мер по предотвращению аварий при проведении испытаний.

224. В подразделе 4.2.2.5 "Управление, контроль и испытания насоса первого контура" приводится описание контрольно-измерительной аппаратуры насоса первого контура и вспомогательных систем, включая перечень защит и блокировок, ограничивающих условия эксплуатации, а также анализ их влияния на безопасность РУ.

225. В подразделе 4.2.2.6 "Функционирование насоса первого контура при нормальной эксплуатации атомной станции" представляются:

а) описание функционирования насоса первого контура при нормальной эксплуатации РУ, включая переходные режимы при плановых пусках, изменениях мощности и остановках;

б) обоснование работоспособности связанных с насосом первого контура систем и элементов, важных для безопасности, необходимых для его функционирования при нормальной эксплуатации АС;

в) меры, принимаемые для снижения до разумно достижимого уровня доз облучения эксплуатационного персонала и привлекаемого к техническому обслуживанию, ремонту и испытаниям насоса первого контура персонала других организаций.

226. В подразделе 4.2.2.7 "Функционирование насоса первого контура при нарушениях нормальной эксплуатации атомной станции" представляются:

а) анализ последствий отказов насоса первого контура, включая отказы вследствие ошибок персонала;

б) описание и обоснование достаточности мер по предотвращению возможности отказов насоса первого контура по общей причине, включая внешние и внутренние воздействия и отказы систем и оборудования;

в) качественная и количественная (при необходимости) оценка последствий отказов насоса первого контура, в том числе характеристика изменения основных параметров РУ, влияющих на безопасность;

г) перечень отказов насоса первого контура, являющихся ИС нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, требующих дополнительного анализа в главе 15 ООБ АС.

227. В подразделе 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции" должно быть обосновано соответствие насоса первого контура обязательным требованиям.

228. В подразделе 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции" приводятся сведения об апробировании прежним опытом, испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов (при наличии) технических и организационных решений, принимаемых для обеспечения безопасности АС, в части насоса первого контура.

229. В подразделе 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляются анализ надежности выполнения насосом первого контура своих функций и показатели надежности насоса первого контура.

230. В подразделе 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляется информация, подтверждающая соответствие обоснования прочности и функциональных характеристик насоса первого контура требованиям (в зависимости от типа РУ) НП-089-15 и НП-107-21.

231. В подразделе 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляются результаты ресурсных реакторных или стендовых испытаний насоса первого контура в условиях, близких к условиям нормальной эксплуатации в РУ, а также результаты стендовых испытаний в условиях нарушения нормальной эксплуатации.

232. В подразделе 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции" должна быть подтверждена способность насоса первого контура выполнить свои функции в установленном проектом АС объеме исходя из внешних природных и техногенных воздействий, характерных для площадки АС, и (или) при возможных воздействиях, возникающих в результате аварий, при которых требуется работа насоса первого контура.

233. В подразделе 4.2.2.8 "Обоснование технических и организационных решений по насосу первого контура для обеспечения безопасности блока атомной станции" представляется информация, подтверждающая соответствие проекта насоса первого контура обязательным требованиям.

234. Дополнительно (к информации о системе, представленной в соответствии с типовыми разделами ООБ АС с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, касающимися информации о системе и элементе, важных для безопасности (структурой и содержанием), приведенными в приложении № 22 к Федеральным нормам и правилам) в подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" представляется следующая информация, подтверждающая выполнение ПТО функций:

а) отвода тепла от первого контура во всех режимах нормальной эксплуатации, а также при нарушениях нормальной эксплуатации, если отвод остаточного тепла производится через ПГ или ВТО, подключенный ко второму контуру;

б) надежного разделения радиоактивного первого и нерадиоактивного второго контуров.

235. В подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" приводится информация, подтверждающая, что ПТО имеет запас теплообменной поверхности для компенсации ухудшения ее теплопередающих характеристик в процессе эксплуатации.

236. В подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" приводится информация, подтверждающая, что ПТО не разрушается при повышении давления во втором контуре при максимальной течи воды в натрий в ПГ, а конструкционный материал ПТО устойчив в среде натрия с водой в течение времени, необходимого для очистки петли второго контура.

237. В подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" приводятся обоснованные в проекте РУ пределы уровня радиоактивности теплоносителя во втором контуре ПТО при нормальной эксплуатации.

238. В подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" приводится информация о выборе материалов исходя из специфических особенностей ПТО и технологии его изготовления, влияющих на требования к материалам, и показано, как эти особенности учтены при выборе материала.

239. В подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" представляется обоснование совместимости материалов ПТО с теплоносителем первого и второго контуров; приведено краткое описание способов очистки теплообменной поверхности при изготовлении и методов контроля чистоты.

240. В подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" приводятся требования к параметрам, важным для обеспечения работоспособности теплообменных трубок, в том числе к состоянию поверхности, термообработке.

241. В подразделе 4.2.3 "Промежуточный теплообменник первого и второго контуров" до