Скачать ГОСТ Р 50088-92 Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетовДата актуализации: 01.01.2024  ГОСТ Р 50088-92
Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов
| Обозначение: | ГОСТ Р 50088-92 |
| Статус: | действующий |
| Название рус.: | Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов | | Название англ.: | Water-moderated water-cooled power reactors. General requirements to performing of neutron physical calculations | | Дата актуализации текста: | 06.04.2015 | | Дата актуализации описания: | 01.07.2023 | | Дата издания: | 01.08.1994 | | Дата введения: | 01.07.1993 | | Код ОКП: | 693100 | | Нормативные ссылки: | ОПБ-88;ПБЯ РУАЭС-89 | | Область применения: | Настоящий стандарт распространяется на расчеты, выполняемые как в процессе проектирования, так и на стадии эксплуатации ВВЭР, в той их части, которая связана с определением собственно нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора: параметров критичности, запасов, эффектов и коэффициентов реактивности, эффективности органов регулирования, распределения мощности в активной зоне и их изменений при переходных процессах на ксеноне-135 и самарии-149, маневрировании мощности, выгорании и перегрузках топлива, а также длительностей кампаний топливных загрузок, расходов топлива, изотопного состава выгружаемого топлива, эффектов пространственно-временной кинетики в активной зоне, и устанавливает требования к проведению физических расчетов активных зон корпусных водоводяных энергетических реакторов типа ВВЭР - к их организации, объему и детальности, используемой методике, точности и оформлению результатов. Требования стандарта учитывают, что результаты этих расчетов применяются для обоснования безопасности реакторной установки (в частности, ее ядерной безопасности) и принятия решений, определяющих экономичность использования ядерного топлива. Стандарт не распространяется на расчеты, связанные с решением задач теплофизики активной зоны, защиты корпуса и тепловыделений в элементах конструкции реактора | |
|
             
|