Утвержден и введен в действие
Приказом Федерального
агентства по техническому
регулированию и метрологии
от 16 января 2019 г. N 3-ст
НАЦИОНАЛЬНЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ЭЛЕМЕНТ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ
ПОРЯДОК УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСОМ
Component of nuclear power plant unit.
Procedure of life time management
ГОСТ Р 58341.1-2019
ОКС 27.120.99
Дата введения
1 февраля 2019 года
Предисловие
1 РАЗРАБОТАН Акционерным обществом "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (АО "Концерн Росэнергоатом")
2 ВНЕСЕН Техническим комитетом по стандартизации ТК 322 "Атомная техника"
3 УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 16 января 2019 г. N 3-ст
4 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ
Правила применения настоящего стандарта установлены в статье 26 Федерального закона от 29 июня 2015 г. N 162-ФЗ "О стандартизации в Российской Федерации". Информация об изменениях к настоящему стандарту публикуется в ежегодном (по состоянию на 1 января текущего года) информационном указателе "Национальные стандарты", а официальный текст изменений и поправок - в ежемесячном информационном указателе "Национальные стандарты". В случае пересмотра (замены) или отмены настоящего стандарта соответствующее уведомление будет опубликовано в ближайшем выпуске ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты". Соответствующая информация, уведомление и тексты размещаются также в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет (www.gost.ru)
1 Область применения
1.1 Настоящий стандарт устанавливает общие положения к процедурам управления ресурсом элементов блоков атомных станций на стадии эксплуатации и вывода из эксплуатации.
1.2 Настоящий стандарт распространяется на элементы атомных станций с реакторными установками типа водо-водяной энергетический реактор, реактор большой мощности канальный, реактор на быстрых нейтронах и энергетический графитовый петлевой реактор.
2 Нормативные ссылки
В настоящем стандарте использованы нормативные ссылки на следующие стандарты:
ГОСТ Р 51372 Методы ускоренных испытаний на долговечность и сохраняемость при воздействии агрессивных и других специальных сред для технических изделий, материалов и систем материалов. Общие положения
ГОСТ Р МЭК 62342 Атомные станции. Контроль и управление, важные для безопасности. Управление старением
Примечание - При пользовании настоящим стандартом целесообразно проверить действие ссылочных стандартов в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет или по ежегодному информационному указателю "Национальные стандарты", который опубликован по состоянию на 1 января текущего года, и по выпускам ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты" за текущий год. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана недатированная ссылка, то рекомендуется использовать действующую версию этого стандарта с учетом всех внесенных в данную версию изменений. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, то рекомендуется использовать версию этого стандарта с указанным выше годом утверждения. Если после утверждения настоящего стандарта в ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, внесено изменение, затрагивающее положение, на которое дана ссылка, то это положение рекомендуется применять без учета данного изменения. Если ссылочный стандарт отменен без замены, то положение, в котором дана ссылка на него, рекомендуется применять в части, не затрагивающей эту ссылку.
3 Термины и определения
В настоящем стандарте применены следующие термины с соответствующими определениями:
3.1 выработанный ресурс: Изменение значений ресурсных характеристик элементов атомной станции от начала их эксплуатации до текущего момента эксплуатации (или контроля их технического состояния).
3.2 деградация: Негативные структурные изменения конструкционных материалов или самих конструкций элементов атомной станции под воздействием механических нагрузок, температуры и/или окружающей среды.
3.3 доминирующий механизм старения, деградации, повреждений элементов атомной станции: Один или совокупность механизмов старения, деградации, повреждений элементов атомной станции, приводящий к наиболее быстрому исчерпанию ресурса.
3.4 математическое обеспечение автоматизированной системы: Совокупность математических методов, моделей и алгоритмов.
3.5 однотипные элементы атомной станции: Элементы, представленные в проекте реакторной установки или атомной станции как минимум в нескольких единицах (например, парогенератор).
3.6
остаточный ресурс: Разность между установленным и выработанным ресурсом. [1, приложение 1, пункт 7]
3.7
повреждение: Следствие механического, физического или химического воздействия на конструкцию станции, приводящее к уменьшению ее ресурса. [1, приложение 1, пункт 9]
3.8 ресурс: Суммарная наработка элемента атомной станции от начала их эксплуатации до момента времени, при котором наступит необратимое нарушение установленных нормативными документами условий прочности или работоспособности.
3.9 ресурсные характеристики: Количественные значения параметров, определяющих ресурс элемента атомной станции.
3.10 референтная единица типового элемента атомной станции: Одна или несколько единиц типового элемента атомной станции, отобранных для осуществления мероприятий по управлению ресурсом по критериям наибольшей нагруженности и/или наиболее жестких условий эксплуатации.
3.11 старение: Процесс накопления во времени изменений механических и/или физических характеристик конструкционных материалов элемента атомной станции.
3.12 трубопровод: Элемент атомной станции, предназначенный для транспортирования рабочей среды, состоящий из изделий (труб, гибов, отводов, тройников, колен, клапанов, насосов, задвижек и пр.), соединенных между собой разъемными или неразъемными соединениями.
3.13 управление ресурсом: Комплекс организационно-технических мероприятий, направленных на сохранение или уменьшение темпов выработки ресурса элементов атомной станции на стадии эксплуатации и вывода из эксплуатации.
3.14 цикл нагружения: Изменения параметров (давление, температура), которые следует учитывать в соответствии с проектной документацией.
3.15 элементы атомной станции (элементы): Строительные конструкции, оборудование, приборы, трубопроводы, средства измерения, контроля, управления и автоматики, кабели и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в проекте атомной станции в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.
4 Сокращения
В настоящем стандарте применены следующие сокращения:
АС - атомные станции;
ЗИП - запасные части, инструменты и принадлежности;
КДПМ - комплексная долгосрочная программа модернизации;
НД - нормативная документация;
ОТТ - общие технические требования;
ПКД - проектно-конструкторская документация;
ПСС - продление срока службы;
ПСЭ - продление срока эксплуатации;
РБМК - реактор большой мощности канальный;
РУ - реакторные установки;
РХ - ресурсные характеристики;
ТОиР - техническое обслуживание и ремонт;
ТУ - технические условия;
УР - управления ресурсом;
Для просмотра документа целиком скачайте его >>>
