Нормы строительного проектирования атомных станций с реакторами различного типа. ПиН АЭ-5.6
Библиотека / Нормативные документы органов управления использованием атомной энергии, стандарты, строительные нормы и правила / Атомные станции / Нормы строительного проектирования атомных станций с реакторами различного типа. ПиН АЭ-5.6МИНИСТЕРСТВО АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ СССР
СОГЛАСОВАНО: |
УТВЕРЖДАЮ: |
НОРМЫ
строительного проектирования АС с реакторами различного типа
ПиН АЭ-5.6
Москва 1999
СОДЕРЖАЖIЕ
1. Общие указания
2. Объемно-планировочные и конструктивные решения зданий и сооружений
З. Водоснабжение
Приложение 1. График нагруза-время с учетом изменения площади деформирования падающего самолета
Приложение 2. Перечень действующих нормативных документов
Основные понятия, определения
1. Общие указания.
1.1. Настоящие нормы распространяются на проектирование новых, расширяемых и реконструируемых атомных станций.
Нормы не распространяются на проектирование сооружений транспортных и исследовательских реакторов, а также на сооружения реакторных установок специального назначения.
При проектировании атомных станций следует руководствоваться действующими нормативными документами, перечень которых приведен в приложении №2.
Примечание. |
Сроки и объём приведения действующих и строящихся атомных станций в соответствие с настоящими "Нормами" устанавливаются в каждом конкретном случае органами, утвердившими настоящий документ. |
1.2. Настоящие нормы устанавливают требования к вопросам проектирования сооружений, связанных со спецификой атомных станций как источника ионизирующих излучений и радиоактивных веществ, и не рассматривают вопросы проектирования сооружений, которые регламентируются действующими документами общего назначения.
1.3. Деление зданий и помещений, в зависимости от воздействия на персонал радиационных факторов на зоны строгого и свободного режима, должно выполняться в соответствии с "Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС".
1.4. Прямое сообщение между зонами строгого режима и свободного режима не допускается. Вход в помещения зоны строгого режима и выход из них должны осуществляться только через санпропускник. Как исключение допускается устройство аварийных выходов из помещений зоны строгого режима в зону свободного режима, минуя санпропускник. Двери аварийного выхода должны быть постоянно закрыты, опломбированы, иметь соответствующую надпись, открываться в сторону зоны свободного режима и со стороны зоны свободного режима не иметь дверной скобы.
1.5. Здания и сооружения атомных станций по условиям их ответственности за радиационную и ядерную безопасности и обеспечения функционирования размещаемого в них оборудования и систем, подразделяют на три категории.
1.5.1. К 1 категории относят здания, сооружения и конструкции, разрушение или повреждение которых может привести путем сильного воздействия на важные для безопасности системы нормальной эксплуатации к выходу радиоактивных продуктов в количествах, приводящих к дозовым нагрузкам для персонала и для населения сверх установленных значений при максимальной пректной аварии, или к отказу в работе систем безопасности, обеспечивающих поддержание активной зоны в подкритическом состоянии, аварийный отвод тепла от реактора, локализацию радиоактивных продуктов.
1.5.2. Ко 2 категории относятся здания, сооружения, конструкции и их элементы (не вошедшие в первую категорию), нарушение работы которых в отдельности или в совокупности с другими: может привести к перерыву в выработке атомной станцией ее продукции и/или к дозовым нагрузкам сверх допустимых годовых, установленных для нормальной эксплуатации действующими нормативными документами.
1.5.3. К 3 категории относятся все остальные здания, сооружения, конструкции и их элементы, не вошедшие в категории 1 и 2.
1.6. Нагрузки и воздействия на здания и сооружения АС должны приниматься согласно СНиП II-6-74, а также дополнительным требованиям настоящих норм.
1.7. Сочетания нагрузок и воздействий при расчете зданий и сооружений атомных станций следует принимать согласно указаниям настоящих "Норм" и СНиП II-6-74.
1.8. Конструкции зданий и сооружений I категории необходимо рассчитывать с учетом следующих особых воздействий:
1.8.1. Экстремальных ветровых и снеговых нагрузок - повторяемостью один раз в 10000 лет.
1.8.2. Экстремальных температур.
1.8.3. Ураганов, смерчей (торнадо), волн цунами.
1.8.4. Максимального расчетного землетрясения (МРЗ).
1.8.5. Максимальной проектной аварии (МПА).
1.8.6. Падения самолёта.
Примечание. |
Необходимость учета воздействия от падения самолета определяется “Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации”, а также специальными требованиями Заказчика. |
1.8.7. Воздушной ударной волны.
1.9. Строительные конструкции и основания зданий и сооружений атомных станций следует рассчитывать на силовые воздействия по методу предельных состояний.
1.10. Ветровые и снеговые экстремальные нагрузки по п.1.8.1., при отсутствии других данных, следует определять в соответствии с главой СНиП II-6-74, принимая коэффициенты перегрузок:
1.10.1. Для ветровых нагрузок - Кп=2.5
1.10.2. Для снеговых нагрузок - Кп=2.
1.11. Расчетные температуры наружного воздуха по п.1.8.2. принимаются исходя из периода их повторяемости раз в 10000 лет.
1.12. Расчетные нагрузки по п.1.8.3. принимаются исходя из периода повторяемости событий один раз в 10000 лет.
1.13. Расчет зданий и сооружений на сейсмические воздействия по п.1.8.4. следует выполнять в соответствии с "Нормами проектирования сейсмостойких атомных станций".
1.14. Нагрузки и воздействия пп п.1.8.5. (параметры аварийного давления, разрежения, температуры, теплового удара, струй, летящих предметов, радиации и прочие воздействия, не оговоренные настоящими нормами) определяются технологическими требованиями применительно к каждому типу АС.
1.15. При расчете зданий и сооружений атомных станций на воздействие от падения самолёта по п.1.8.6. следует:
1.15.1. Угол падения самолёта к горизонту принимать в интервале от 10 до 45 градусов.
1.15.2. При определении динамической нагрузки на ограждающие конструкции зданий и сооружений от удара самолёта принимать деформирование самолета по упругопластическое модели (динамическая нагрузка от удара самолета, график изменения площади контакта - согласно обязательному приложению 1).
1.15.3. Величину коэффициента динамичности при расчете эквивалентной статической нагрузки принимать на основании динамического расчета.При отсутствии данных для динамического расчета принимать величину коэффициента динамичности КД=1,1.
1.15.4. При расчете конструкций на падение самолета не допускать выкол бетона на внутренней поверхности; требования к герметичности покрытия, выполняемого по внутренней железобетонной поверхности не предъявлять.
1.15.5. Выполнять динамический расчет зданий и сооружений с определением поэтажных спектров ответа.
1.16. Расчетные параметры воздушной ударной волны по п.1.8.7. принимаютя:
1.16.1. Для АСТ давление во фронте ударной волны в соответствии с ОПБ-82.
1.16.2. Для АЭС и АТЭЦ давление во фронте ударной волны с учётом внутренних источников взрывной опасности, расположенных на территории АС (склады ГСМ, ресиверы водорода, производство ацетилена в объёме утверждённого проекта атомной станции), принимается 10 кПа. При этом в течение всего периода эксплуатации не допускается размещение на указанной территории объектов-источников взрывной опасности интенсивностью воздействия на сооружения первой категории свыше 10 кПа.
При наличии (или предполагаемом размещении) на расстоянии до 5 км от сооружения первой категории АЭС и АТЭС внешних источников взрывной опасности (нефтеперерабатывающие заводы, базисные склады ГСМ и взрывчатых веществ, магистральные газопроводы, тепловые аккумуляторы, судоходные речные пути, железные дороги общего назначения и т.п.) давление во фронте взрывной волны определяется расчётом или принимается 30 кПа.
1.16.3. Продолжительность фазы сжатия - до 1 сек.
1.16.4. Направление распространения - горизонтальное.
Примечание. |
Нагрузки на плоские ограждающие поверхности и расчёт сооружений выполнять по СНиП II-11-77. |
1.17. Расчёт зданий, сооружений и конструкций при возможном изменении параметров нагрузки (угла приложения, величины и длительности действия и т.д.) следует выполнять для наиболее неблагоприятных параметров нагрузок и соответствующих им усилий.
1.18. Перед сдачей в эксплуатацию объём контура герметизации реакторного отделения должен испытываться на прочность и герметичность в соответствии с действующими нормативными документами.
1.19. Особые нагрузки по п.1.8. на здания и сооружения атомных станций 1 категории следует принимать действующими разновременно.
1.20. При расчете зданий и сооружений на особые воздействия по п.1.8.6. допускается:
1.20.1. Работа железобетонных конструкций за пределами упругости.
1.20.2. Не ограничивать ширину раскрытия трещин в железобетонных конструкциях при отсутствии опасности неконтролируемых протечек радиоактивных жидкостей и газов.
1.20.3. Расчетные характеристики материалов принимать в соответствии со СНиП II-11-77.
1.21. При расчёте зданий, сооружений и конструкций 2 категории, нарушение работы которых может привести к дозовым нагрузкам сверх допустимых годовых, установленных для нормальной эксплуатации действующими нормативными документами, необходимо учитывать коэффициент условий работы (mз=0.9).
1.22. Проектирование зданий, сооружений и конструкций 3 категории следует выполнять в соответствии с действующими нормативными документами.
1.23. Крен сооружений 1 категории при неравномерных осадках не должен превышать 1/1000. При учете особых воздействий по п.п.1.8.1; 1.8.3; 1.8.4; 1.8.6.; 1.8.7 допускается крен до 3/1000.
1.24. Срок службы сооружений атомных станций принимается 40 лет.
1.25. Для головных образцов ответственных зданий и сооружений (защитных оболочек реакторных отделений атомных станций, корпусов тепловых аккумуляторов и др.) с целью определения напряжённого состояния в процессе проведения испытаний и эксплуатации необходима установка соответствующих приборов и датчиков. Необходимость установки приборов на последующих образцах определяется Генпроектировщиком.
1.26. Для зданий и сооружений, в которых возможны протечки радиоактивной жидкости, с целью своевременного обнаружения и организованного сбора протечек, следует предусматривать в фундаментных плитах устройство дренажного приямка.
Дно приямка не доводить до низа фундаментной плиты на 100 мм.
1.27. Для зданий и сооружений, служащих для хранения и переработки радиоактивных сред, должна предусматриваться ниже отметки планировки внешняя гидроизоляция.
В случае расположения подошвы фундаментной плиты зданий и сооружений ниже прогнозируемого уровня грунтовых вод должна предусматриваться усиленная внешняя гидроизоляция.
2. Объёмно-планировочные и конструктивные решения зданий и сооружений.
2.1. При проектировании зданий и сооружений атомных станций следует применять унифицированные сборные железобетонные и стальные конструкции, закладные детали и проходки.
2.2. Шаг разбивочных осей помещений зданий и сооружений следует принимать, как правило, кратным 3 м.
Внутренние размеры помещений принимать кратным 100 мм.
2.3. Применяемые материалы должны быть стойкими к разрушающим фактора ионизирующего излучения в пределах заданных интегральных доз.
2.4. В зданиях и сооружениях 1 категории:
2.4.1. Входы в здания должны иметь тамбуры-шлюзы, оборудованные двойными дверями. При этом запорные устройства дверей должны быть снабжены автоматическими устройствами, обеспечивающими открывание одной двери только при закрытой другой.
2.4.2. Проёмы в ограждающих конструкциях должны закрываться люками специальной конструкции, оборудованными автоматическими запорами. (Двери и люки должны обеспечивать восприятие воздушной ударной волны).
2.5. Стены и перекрытия специальных помещений атомных станций, используемые в качестве биологической защиты, рекомендуется выполнять в индустриальных конструкциях. Монолитный железобетон следует применять в конструкциях, насыщенных закладными технологическими деталями и отверстиями.
2.6. Для железобетонных конструкций следует применять тяжёлый бетон с объёмным весом 2200 - 2400 кг/м3, выполняющий помимо несущих функции биологической защиты. Особо тяжёлый бетон с объёмным весом g> 3350 кг/м3 рекомендуется применять только в случае, когда по требованиям компоновочных решений не возможно обеспечить требуемую толщину конструкций биологической защиты из тяжёлого бетона.
2.7. Для бетонных и железобетонных конструкций стен и перекрытий, облицованных с двух сторон сталью или другим герметичным материалом и подвергающихся длительному нагреву (to=100oС и выше) необходимо проведение конструктивных мероприятий, предотвращающих повышение давления водяных паров за облицовкой.
2.8. В местах ослабления конструкций биологической защиты шахтами, вентиляционными трубами и другими проходками в стеснённых условиях следует, в случае необходимости выполнять дополнительную защиту из защитного материала с большим объёмным весом.
2.9. Для конструкций атомных станций при температуре на внутренней поверхности стен и перекрытий более 200oС следует применять жаростойкий бетон, теплоизоляцию или устраивать специальную систему охлаждения. Выбор решения должен обосновываться технико-экономическими расчетами с учетом срока эксплуатации АС.
2.10. Для зданий и сооружений, в которых возможно повышение избыточного аварийного давления или наличие протечек радиоактивной жидкости, следует применять бетон марки W6 по водонепроницаемости.
2.11. Не допускается введение в качестве добавок в бетон хлористых солей. Допускается применение пластифицирующих, морозостойких и др. добавок, в т.ч. и суперпластификаторов, не вызывающих коррозию бетона и металла при соответствующем технико-экономическом обосновании.
2.12. В помещениях с бетонными поверхностями, облицованными сталью, рекомендуется углеродистую облицовку использовать как листовую арматуру. Анкеровка облицовки должна при этом обеспечивать совместность работы рассчитываемого сечения.
2.13. В зависимости от вида анкеровки принимаются следующие краевые условия закрепления облицовки:
2.13.1. Шарнирное - при приварке к облицовке точечных анкеров,
2.13.2. Заделка - при приварке к облицовке жестких анкерующих элементов.
2.14. По железобетонным поверхностям помещений, в которых возможно возникновение избыточного давления и протечек должно предусматриваться защитное покрытие, препятствующее радиоактивному загрязнению бетона. Выбор типа покрытия определяется на основании технико-экономического анализа.
2.14.1. Для помещений с локальными протечками радиоактивной жидкости следует применять по полам облицовки из углеродистой стали с отбортовкой на стены >200 мм и более. Необходимость облицовки стен и потолка определяется условиями эксплуатации помещений.
2.14.2. Для поверхностей помещений бассейнов выдержки, колодцев, ёмкостей, находящихся под длительным заливом радиоактивной жидкости, а также помещений, в которых возможен вылив радиоактивного жидкометаллического натриевого теплоносителя, следует выполнять облицовку из нержавеющей стали. Стены и днища указанных помещений следует, как правило, выполнять двойными с целью организованного отвода и оперативного обнаружения протечек. Облицовку со стороны бетона допускается выполнять из углеродистой стали.
2.15. Поверхности конструкций в помещениях зоны возможного загрязнения следует выполнять таким образом, чтобы они были легко доступны для осмотра, дезактивации, исключалось скопление пыли и влаги.
2.16. Облицовку лотков в герметичных помещениях, облицованных углеродистой сталью, рекомендуется выполнять из нержавеющей стали.
2.17. Толщина облицовки определяется условиями эксплуатации и действующими нагрузками и принимается не менее 3 мм.
2.18. При проектировании облицовки контура герметизации необходимо обеспечивать выполнение требований “Правил устройства и эксплуатации систем локализации аварий (СЛА)”.
2.19. Тип и шаг анкеровки облицовки в бетоне должен быть выбран, исходя из условия недопущения потери устойчивости облицовки контура герметизации при наиболее невыгодных комбинациях нагрузок.
2.20. Принятые проектные решения должны обеспечивать контроль монтажных сварных соединений контура герметизации в процессе приёмки и эксплуатации сооружения и оперативное обнаружение дефектов.
2.21. В зонах, недоступных для контроля и ремонта в процессе эксплуатации, должны предусматриваться проектные решения, обеспечивающие повышение надёжности контура герметизации.
2.22. Допускается отклонение установленной в проектное положения облицовки по плоскостности не более 10 мм при базовом замере 1м.
2.23. Методы и объёмы контроля сварных соединений металлических конструкций атомных станций в случаях, не регламентированных действующими нормативными документами, определяются Генпроектировщиком и должны быть указаны в проекте.
2.24. При проектировании помещений, связанных с хранением необлучённого топлива, должны быть обеспечены следующие положения:
2.24.1. Через помещения хранения не должны проходить маршруты к другим эксплуатационным помещениям.
2.24.2. Компоновка помещений и проектные решения должны исключать возможность затопления водой и поступление других “замедляющих” материалов в зоны хранения необлучённого топлива.
2.25. Полы, по которым предусматриваются покрытия на основе эпоксидных смол, необходимо выполнять из бетонов и растворов марок не ниже М200.
2.26. Применяемые в зонах строгого режима защитные покрытия должны быть согласованы в установленном порядке с Госсаннадзором.
2.27. Температурно-осадочные швы в сооружениях атомных станций следует назначать с учетом технологических особенностей. Для снижения температурных усилий в монолитных железобетонных конструкциях биологической защиты, в которых устройство швов недопустимо, следует предусматривать их членение на период строительства временными швами с последующим замоноличиванием (замыканием). Размеры временных температурных блоков и температура замыкания устанавливаются расчётом.
2.28. Для организации монтажа строительных конструкций и технологического оборудования и контроля за осадками в помещениях зданий и сооружений, специфичных для атомных электростанций в проекте должна быть предусмотрена система высотных и осевых реперов.
2.29. При проектировании внутренней антикоррозионной защиты вентиляционных труб следует учитывать, что их внутренняя поверхность недоступна для осмотра и ремонта во время всего периода эксплуатации трубы.
2.30. Полы в помещениях, в которых возможно радиоактивное загрязнение, надлежит проектировать с уклоном не менее 0.01. Каналы и лотки спецканализации следует выполнять с уклоном не менее 0.005.
2.31. Помещения, в которых располагаются ёмкости с радиоактивными средами, должны иметь металлическую облицовку пола и части стены.
Высоту облицовки стены следует принимать на 200 мм выше уровня жидкости, устанавливающегося в помещении при аварийном опорожнении ёмкости.
2.32. В помещениях с возможным радиоактивным загрязнением следует, как правило, предусматривать искусственное освещение. Естественное освещение при соответствующем обосновании в таких помещениях следует проектировать с применением видов остекления, поддающихся дезактивации.
2.33. В помещениях, оборудованных системами пожаротушения, должны предусматриваться гидроизоляция и организованный дренаж с целью предотвращения попадания влаги в соседние помещения.
2.34. Конструкции хранилищ радиоактивных отходов должны исключать возможность радиоактивного загрязнения грунтовых и поверхностных вод, обеспечивать контроль за плотностью хранилищ и организованный сбор возможных протечек.
2.35. При проектировании помещений электротехнических устройств и АСУ ТП должны быть предусмотрены мероприятия, исключающие неконтролируемое попадание влаги в эти помещения.
2.36. Для наблюдения за химическим составом и радиоактивностью грунтовых вод на территории электростанции необходимо предусмотреть не менее четырех соответственно оборудованных скважин, располагая их преимущественно у зданий и сооружений, могущих служить источником повышения радиоактивности и изменения химического состава грунтовых вод.
3. Водоснабжение и канализация.
3.1. Сооружения, от которых зависит работоспособность систем охлаждения и водоснабжения реакторного отделения, обеспечивающих радиационную безопасность АС, следует относить к 1 категории независимо от мощности электростанции.
3.2. В качестве охладителей оборотных систем охлаждения и водоснабжения реакторного отделения, как правило, следует применять брызгальные бассейны, а при прямоточном и морском водоснабжении - промежуточные теплообменные контуры.
3.3. Брызгальные бассейны систем охлаждения реакторного отделения следует проектировать водонепроницаемыми с наружной железобетонной облицовкой толщиной не менее 200 мм и противофильтрационным водонепроницаемым экраном.
Протечки через наружную облицовку не должны превышать 0.1 л/ч на 1 м2 смоченной поверхности.
Для контроля водонепроницаемости наружной облицовки между последней и противофильтрационным экраном следует предусматривать слой фильтрующего материала с дренажом.
Для обеспечения возможности наблюдений и измерений расхода выводы воды из контрольных дрен следует предусматривать свободным изливом выше пьезометрического уровня воды в колодцах на коллекторах сбора и возврата в систему дренажных вод.
3.4. Вокруг брызгальных бассейнов следует предусматривать асфальтовое покрытие с уклоном 0.02 в сторону бассейнов. Ширину асфальтового покрытия следует принимать не менее 12 м от бровки бассейна.
3.5. Для изготовления стальных трубопроводов систем охлаждения и водоснабжения реакторного отделения следует применять следующие марки сталей:
В районах с расчетной температурой наружного воздуха не ниже минус 30oС следует применить трубы из стали марки 20 и 10 по ТУ 14-3-190-82, ТУ 14-3-808-78 и ТУ 95-499-83. Для прямых участков трубопроводов допускается применять спиральношовные электросварные трубы из стали марки ВСт3сп5 по ТУ 14-3-954-80.
Трубы диаметром более 1600 мм следует изготавливать из листов стали марок 20К-5 по ГОСТ 5520-79 и ВСт3сп5 по ГОСТ 380-71.
В районах с расчетной температурой наружного воздуха не ниже минус 40oС следует применять трубы из низколегированных марок сталей 16ГС-12, 16ГС-6, 09Г2С-12, 10Г2С1-12, 09Г2С-6, 17Г1С-6, 17Г1С-12, 17Г1С-У.
Для изготовления труб диаметром более 1600 мм следует применять низколегированную листовую сталь указанных марок.
Контроль сварных соединений подземных трубопроводов выполняется по ПК 1514-72 в указанных ниже объёмах.
Для трубопроводов диаметром менее 1200 мм, недоступных для ревизии и ремонта изнутри:
- внешний осмотр и измерения - 100 %;
- ультразвуковая дефектоскопия - 100 %;
- цветная дефектоскопия - 50 %;
- гидравлические испытания на монтаже - 100 %;
- для трубопроводов с рабочим избыточным давлением более 0.7 кг/см2 - просвечивание 12,5 %;
- металлографическе исследования;
- испытания на статический изгиб при нормальной температуре.
Для трубопроводов диаметром 1200 мм и более:
- внешний осмотр и измерения - 100 %;
- ультразвуковая дефектоскопия - 10 %;
- гидроиспытания на монтаже - 100 %;
- испытания на статический изгиб при нормальной температуре;
- испытания на статическое растяжение.
Контроль сварных соединений трубопроводов надземной прокладки, доступных для ревизии и ремонта, следует проводить 100 % внешним осмотром и измерениями и 100 % гидравлическими испытаниями на монтаже.
Стальные трубопроводы системы охлаждения реакторного отделения должны иметь усиленную наружную антикоррозионную защиту согласно ГОСТ 9.015-74.
3.6. Для постоянного контроля уровней и качества грунтовых вод на площадке при проектировании, строительстве и эксплуатации АС следует предусматривать сеть пьезометрических скважин и при необходимости, мероприятия, обеспечивающие проектные условия работы сооружений.
3.7. Сооружения противопожарного и хозяйственно-питьевого водоснабжения следует проектировать руководствуясь соответствующими СНиП и нормами проектирования.
Приложение 1
справочное
к нормам строительного
проектирования атомных станций
Приложение 2
справочное
к нормам строительного
проектирования атомных станций
ПЕРЕЧЕНЬ
действующих нормативных документов
1. Строительные нормы и правила (СНиП).
2. «Общие положения обеспечения безопасности АЭС при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-82).
3. «Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских реакторов и установок».
4. «Правила ядерной безопасности АЭС (ПБЯ)».
5. «Правила устройства электроустановок».
б. «Санитарные нормы проектирования промышленных предприятий».
7. «Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций».
8. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений.
9. «Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС» (СПАЭС-79).
10. «Методика определения категорий производства в Минэнерго СССР по взрывной, взрыво-пожарной и пожарной опасности».
11. «Правила контроля сварных соединений» и наплавки узлов и конструкций АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» (ПК 1514-72).
12. «Правила проектирования вентиляции кабельных тоннелей». Руководящий технический материал (РТМЗ4-245-75).
13. «Технические правила по экономному расходованию основных строительных материалов» (ТП 101-81).
14. «Нормы технологического проектирования атомных электрических станций» (ВНТП-80).
15. «Нормы технологического проектирования тепловых электрических станций и тепловых сетей».
16. Основные положения по сварке и наплавке узлов и конструкций АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» (ОП 1513-72).
17. «Инструкция по проектированию комплекса инженерно-технических средств охраны на предприятиях «Минэнерго СССР».
18. «Противопожарные нормы проектирования атомных станций».
19. «Временные указания по подготовке производства к проведению работ по сварке и контролю сварных соединений герметизирующих облицовок защитных оболочек и помещений системы локализации аварии АЭС, подконтрольных Госгортехнадзору СССР -ВУ-1С-83».
20. «Временные указания по методам и нормам контроля сварных соединений герметизирующих облицовок защитных оболочек и помещений системы локализации аварий АЭС, подконтрольных Госгортехнадзору СССР - ВУ-2С-83».
ОСНОВНЫЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ
1. Атомная станция (АС) - ядерный реактор или реакторы с комплексом систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенные для безопасного производства тепловой и/или электрической энергии.
2. Атомная электрическая станция (АЭС) - атомная станция, предназначенная для производства электрической энергии.
3. Атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ) - атомная станция, предназначенная для производства тепловой и электрической энергии.
4. Атомная станция теплоснабжения (АСТ) - атомная станция, предназначенная для выработки горячей воды для бытовых целей.
5. Атомная станция промышленного теплоснабжения (АСПТ) -атомная станция, предназначенная для выработки горячей воды и пара для технических и бытовых целей.
6. Безопасность АС - качество АС, исключающее техническими средствами и организационными мероприятиями превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению персонала и населения и нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде.
7. Системы нормальной эксплуатации - системы, предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.
8. Системы безопасности - системы, предназначенные для предупреждения аварий и ограничения их последствий.
П р и м е ч а н и е: Системы безопасности по функциям разделяются на защитные, локализующие, обеспечивающие и управляющие
9. Системы, важные для безопасности - системы нормальной эксплуатации, повреждения или отказы которых являются исходными событиями аварий, и системы безопасности.
10. Защитные системы безопасности - системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, первого контура и предотвращение ядерных аварий.
11. Локализующие системы безопасности - системы предназначенные для предотвращения или ограничения распространения внутри АС и выхода в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ.
12. Обеспечивающие системы безопасности - системы, предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий их функционирования.
13. Нормальная эксплуатация АС - все состояния АС в соответствии с принятой в проекте технологией производства энергии, включая работу на заданных уровнях мощности, процессы пуска и останова, техническое обслуживание, ремонты, перегрузку ядерного топлива.
14. Проектная авария - авария, исходное событие которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией и для которой проектом предусматривается обеспечение безопасности АС.
15 Максимальная проектная авария (МПА) - проектная авария с наиболее тяжелым исходным событием, устанавливаемым для каждого типа реакторов.
16. Контур герметизации - непрерывная конструкция, ограничивающая герметичный объем и обеспечивающая его плотность в пределах заданных параметров.
17. Силовые воздействия - воздействия как непосредственно от нагрузок, так и воздействия от смещения опор, изменения температуры, усадки и других подобных явлений, вызывающих реактивные силы.