This Safety Guide provides recommendations on how to meet the requirements established in IAEA Safety Standards Series No. SSR-2/1 (Rev. 1) in relation to the reactor coolant system and associated systems for nuclear power plants. It is a revision of IAEA Safety Standards Series No. NS-G-1.9, which it supersedes. The publication takes into account developments, experience and practices in the design of nuclear power plants throughout their lifetime. It references and considers other IAEA safety standards that are relevant and related to the design of the reactor coolant system and associated systems for nuclear power plants. Recommendations to achieve the required reliability of the capabilities designed to transfer residual heat to the ultimate heat sink in the different plant states are also included. As those systems are dependent on specific reactor technologies, more appropriate recommendations have been developed respectively for pressurized light water reactors, boiling water reactors and pressurized heavy water reactors.

• 1. ВВЕДЕНИЕ
  • Общие сведения
  • Цель
  • Область применения
  • Структура
• 2. Система теплоносителя реактора и связанные с ней системы
  • Система теплоносителя реактора
  • Системы теплоотвода в режиме останова
  • Системы контроля запаса теплоносителя в эксплуатационных состояниях
  • Системы контроля реактивности активной зоны в эксплуатационных состояниях
  • Системы охлаждения активной зоны и отвода остаточного тепловыделения в аварийных условиях
  • Системы управления реактивностью активной зоны в аварийных условиях
  • Конечный поглотитель тепла и системы передачи остаточного тепла во всех состояниях станции
• 3. ПРОЕКТНЫЕ ОСНОВЫ СИСТЕМЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА И СВЯЗАННЫХ С НЕЙ СИСТЕМ
  • Общие сведения
  • Функции безопасности
  • Постулируемые исходные события
  • Внутренние опасности
  • Внешние опасности
  • Аварийные условия
    • Проектные аварии
    • Запроектные условия без значительной деградации топлива
  • Пределы проектирования и критерии приемлемости (приемочные критерии)
  • Надежность
    • Системы, предназначенные для работы в условиях проектных аварий
    • Средства обеспечения безопасности в запроектных условиях без значительной деградации топлива
  • Глубокоэшелонированная защита
  • Классификация по безопасности
  • Квалификация по условиям окружающей среды узлов, важных для безопасности
  • Нагрузки и сочетания нагрузок
  • Материалы
    • Материалы, контактирующие с радиоактивными жидкостями
    • Материалы, подверженные воздействию нейтронного потока с высокой плотностью
  • Изготовление и монтаж
  • Калибровка, испытания, техническое обслуживание, ремонт, замена, инспекционный контроль и мониторинг
    • Предэксплуатационный и эксплуатационный инспекционный контроль системы теплоносителя реактора
    • Инспекционный контроль парогенераторов
  • Защита от превышения давления
  • Компоновка
  • Радиационная защита
  • Образование скопления горючих газов в режиме нормальной эксплуатации
  • Вентилирование (газоудаление) и дренаж
  • Интерфейсы между системой теплоносителя реактора и связанными с ней системами
  • Изоляция защитной оболочки (контейнмента)
  • Контрольно-измерительная аппаратура
  • Многоблочные атомные электростанции
  • Нормы, правила и стандарты
  • Использование вероятностного анализа при проектировании
• 4. КОНЕЧНЫЙ ПОГЛОТИТЕЛЬ ТЕПЛА И СИСТЕМЫ ПЕРЕДАЧИ ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛА
  • Конечный поглотитель тепла
  • Системы передачи остаточного тепла
    • Передача остаточного тепла в эксплуатационных состояниях
    • Передача остаточного тепла в случае проектных аварий
    • Передача остаточного тепла в запроектных условиях
• 5. ОСОБЫЕ ВОПРОСЫ, УЧИТЫВАЕМЫЕ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ СИСТЕМЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА
  • Проектирование конструкций
  • Проектные нагрузки и сочетания нагрузок
  • Контроль условий охлаждения в эксплуатационных состояниях
  • Регулирование давления и защита от превышения давления
  • Изоляция границы (барьера) давления контура теплоносителя реактора
  • Постулируемые исходные события
  • Внутренние опасности
  • Внешние опасности
  • Компоновка
  • Проектные пределы
  • Классификация по безопасности
  • Квалификация по условиям окружающей среды
  • Испытания давлением
  • Вентилирование (газоудаление)
    • Реакторы с водой под давлением (PWR)
    • Кипящие реакторы (BWR)
    • Реакторы с тяжелой водой под давлением (PHWR)
  • Особые вопросы, учитываемые при проектировании
    • Корпус реактора
    • Внутрикорпусные устройства реактора (реакторы PWR и BWR)
    • Узлы топливных каналов (реакторы PHWR)
    • Реакторные насосы теплоносителя (реакторы PWR и PHWR) и рециркуляционные насосы (реакторы BWR)
    • Сбросные и предохранительные клапаны (реакторы PWR и PHWR) или предохранительные сбросные клапаны (реакторы BWR)
    • Парогенераторы (реакторы PWR и PHWR)
    • Система труб
    • Концепция течи перед разрывом или исключения разрыва труб
    • Система обнаружения течей
    • Изоляционные материалы
• 6. ОСОБЫЕ ВОПРОСЫ, УЧИТЫВАЕМЫЕ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ СВЯЗАННЫХ С КОНТУРОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ СИСТЕМ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ТЕХНОЛОГИИ РЕАКТОРОВ PWR
  • Системы контроля запаса теплоносителя и реактивности активной зоны в эксплуатационных состояниях
    • Контроль запаса теплоносителя
    • Контроль реактивности активной зоны
  • Системы теплоотвода в эксплуатационных состояниях
    • Теплоотвод в режимах работы на мощности и горячего останова
    • Режим отвода остаточного тепловыделения
  • Системы охлаждения активной зоны и отвода остаточного тепловыделения в аварийных условиях (за исключением запроектных условий с расплавлением активной зоны)
    • Охлаждение активной зоны в аварийных условиях
    • Отвод остаточного тепловыделения в режимах горячего останова в случае проектных аварий
    • Долговременный отвод остаточного тепловыделения в случае проектных аварий
    • Отвод остаточного тепловыделения в режимах горячего останова в запроектных условиях без значительной деградации топлива
    • Быстрый сброс давления в системе теплоносителя реактора в запроектных условиях с расплавлением активной зоны
  • Системы управления реактивностью активной зоны в аварийных условиях
    • Особые вопросы, учитываемые при проектировании
• 7. ОСОБЫЕ ВОПРОСЫ, УЧИТЫВАЕМЫЕ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ СВЯЗАННЫХ С КОНТУРОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ СИСТЕМ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ТЕХНОЛОГИИ РЕАКТОРОВ BWR
  • Системы контроля запаса теплоносителя и реактивности активной зоны в эксплуатационных состояниях
    • Очистка водного теплоносителя реактора
  • Системы теплоотвода в эксплуатационных состояниях
    • Изоляционные (технологические) конденсаторы (если предусматриваются проектом)
  • Системы охлаждения активной зоны и отвода остаточного тепловыделения в аварийных условиях
    • Охлаждение активной зоны в случае проектных аварий
    • Отвод остаточного тепловыделения в случае проектных аварий
    • Охлаждение активной зоны в запроектных условиях
    • Быстрый сброс давления в системе теплоносителя реактора в запроектных условиях с расплавлением активной зоны
  • Системы управления реактивностью активной зоны в аварийных условиях
• 8. ОСОБЫЕ ВОПРОСЫ, УЧИТЫВАЕМЫЕ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ СВЯЗАННЫХ С КОНТУРОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ СИСТЕМ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ТЕХНОЛОГИИ РЕАКТОРОВ PHWR
  • Системы контроля реактивности активной зоны в эксплуатационных состояниях
  • Системы теплоотвода в эксплуатационных состояниях
    • Система главных паропроводов и питательной воды
    • Система охлаждения при останове (система отвода остаточного тепловыделения)
    • Вспомогательная система подачи питательной воды
  • Системы управления реактивностью активной зоны в аварийных условиях
    • Системы останова реактора
  • Системы охлаждения активной зоны и отвода остаточного тепловыделения в аварийных условиях
    • Система аварийного охлаждения активной зоны
    • Расширенная система аварийного теплоотвода
    • Теплопередача в запроектных условиях
    • Система замедлителя в запроектных условиях без значительной деградации топлива
    • Обеспечение быстрого сброса давления в системе теплоносителя первого контура (экстренное охлаждение)
• СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ
• СОСТАВИТЕЛИ И РЕЦЕНЗЕНТЫ