Конкретный перечень оборудования и трубопроводов, подлежащих контролю, устанавливается типовыми программами контроля, разрабатываемыми головной материаловедческой организацией.

Типовые программы должны быть согласованы разработчиком проекта РУ и АЭУ, утверждены эксплуатирующей организацией и одобрены Госатомнадзором России в установленном порядке.

(Измененная редакция. Изм. № 1).

7.2.2. Обязательному контролю подлежат:

1) оборудование группы А (корпуса реакторов ВВЭР, ACT) - сварные соединения и антикоррозионные наплавки, основной металл в зонах концентрации напряжений и зонах, расположенных напротив активной зоны, сварные соединения и радиусные переходы патрубков присоединения трубопроводов, уплотнительные поверхности разъемных соединений корпусов и крышек, сварные швы присоединения опор, шпильки, металл в резьбовых отверстиях под шпильки и опорные бурты нажимных колец;

2) оборудование группы А (корпуса реакторов на быстрых нейтронах) - швы приварки страховочных корпусов к основному корпусу, а также все сварные швы корпуса реактора и швы приварки к нему других элементов в зоне отсутствия страховочного корпуса;

3) оборудование группы А [кроме указанного в 1) и 2)], оборудование группы В - все сварные соединения корпусов и основной металл в зонах концентрации напряжений, швы приварки патрубков к корпусу и крышке, сварные швы коллекторов или трубных досок парогенераторов, внутренняя поверхность корпусов в зоне пар-вода, радиусные переходы патрубков, зоны перемычек между отверстиями в корпусе, сварные швы присоединения опор, болты и шпильки, металл в резьбовых отверстиях под болты и шпильки;

4) трубопроводы группы В - сварные соединения и антикоррозионные наплавки труб и коллекторов, гибы, сварные швы приварки патрубков и труб в местах отводов, сварные швы тройников, переходов, присоединения опор (на трубопроводах систем АЭУ с реакторами на быстрых нейтронах указанный контроль должен осуществляться в зонах отсутствия страховочных кожухов и зонах приварки этих кожухов к трубопроводам);

5) страховочные корпуса ACT - зоны проходки трубопроводов.

7.2.3. Допускается осуществлять контроль в отдельных участках перечисленных выше зон оборудования и трубопроводов, указываемых в рабочих программах контроля.

Методы контроля

7.3.1. Контроль за состоянием металла в процессе эксплуатации осуществляется неразрушающими и разрушающими методами.

7.3.2. При осуществлении контроля за состоянием металла неразрушающими методами применяются:

1) визуальный контроль;

2) капиллярный или магнитопорошковый контроль;

3) ультразвуковой контроль;

4) радиографический контроль;

5) другие методы контроля, обеспечивающие выявление дефектов металла, регламентированные типовой программой контроля, при наличии утвержденных в установленном порядке технологических инструкций и правил их применения.

7.3.3. При проведении контроля за состоянием металла разрушающими методами контроль механических свойств основного металла и сварных соединений оборудования групп А и В проводится путем испытания образцов-свидетелей, устанавливаемых в оборудование согласно требованиям конструкторской документации.

7.3.4. Контроль механических свойств основного металла и сварных соединений трубопроводов групп А и В проводится разрушающими и (или) неразрушающими методами. При этом контроль разрушающими методами осуществляется путем вырезки образцов из трубопроводов.

7.3.5. С помощью образцов-свидетелей контролируются: изменение механических свойств (предел текучести, временное сопротивление, относительное удлинение, относительное сужение), характеристик сопротивления хрупкому разрушению (критическая температура хрупкости, вязкость разрушения или критическое раскрытие трещины), характеристик сплошной и местной коррозии (в том числе язвенной, коррозии под напряжением, межкристаллитной коррозии).

7.3.6. В местах, где контроль не может быть осуществлен обычными устройствами по условиям радиационной обстановки или размещения оборудования, должны быть предусмотрены соответствующие дистанционные средства для обследования оборудования в этих зонах.

Перечень дистанционных средств и технических заданий на их разработку должен быть представлен в техническом проекте оборудования, а разработка осуществлена специализированной организацией или конструкторской (проектной) организацией.

Содержание типовой программы контроля

7.4.1. Типовая программа (инструкция, регламент) контроля должна составляться для каждого типа АЭУ.

7.4.2. Типовая программа (инструкция, регламент) контроля должна включать в себя:

1) указание конкретных видов контролируемых оборудования и трубопроводов;

2) перечень зон, контролируемых неразрушающими методами;

3) перечень зон трубопроводов, контролируемых разрушающими методами;

4) перечень и места установки образцов-свидетелей с указанием характеристик, определяемых по этим образцам;

5) виды контроля и их объем для каждой из контролируемых зон;

6) методики контроля (указания на вид документа, где содержится описание методик контроля, или непосредственное описание методик);

7) периодичность каждого из видов контроля;

8) требования к разрешающей способности аппаратуры контроля;

9) нормы оценки результатов контроля (по всем видам контроля);

10) перечень специальных средств контроля.

(Измененная редакция. Изм. № 1).

7.5. Содержание рабочей программы контроля

7.5.1. На основе типовой программы (инструкции, регламента) контроля администрация АЭУ составляет рабочую программу (инструкцию) контроля.

(Измененная редакция. Изм. № 1).

7.5.2. В рабочей программе (инструкции) контроля должно указываться:

1) конкретный для данной АЭУ перечень контролируемого оборудования и трубопроводов;

2) перечень и координаты зон неразрушающего контроля для конкретных видов оборудования и трубопроводов;

3) координаты зон вырезки образцов для разрушающего контроля;

4) виды и количество образцов-свидетелей с указанием конкретных зон их размещения;

5) описание (или ссылка на соответствующие документы) методик контроля;

6) перечень необходимых для осуществления контроля технических и организационных мероприятий;

7) потребность в персонале для проведения контроля;

8) фамилия и должность ответственного за проведение контроля лица;

9) требования по технике безопасности;

10) указания по организационным вопросам проведения контроля;

11) указания по способам обработки полученных результатов и отчетной документации.

Рабочая программа утверждается администрацией АЭУ.

(Измененная редакция. Изм. № 1).

Периодичность контроля

7.6.1. Предэксплуатационный контроль должен проводиться до пуска оборудования и трубопроводов в эксплуатацию для фиксации начального состояния металла, с которым впоследствии сопоставляются данные периодического контроля.

7.6.2. Периодический контроль неразрушающими методами должен проводиться в следующие сроки:

1) первый - не позже, чем через 20000 ч работы оборудования и трубопроводов;

2) последующие - для оборудования группы А и оборудования и трубопроводов группы В, изготовленных из труб или обечаек с продольными сварными швами, не позднее, чем через каждые 30000 ч работы, отсчитываемых от проведенного предыдущего периодического контроля;

для остального оборудования и трубопроводов, подлежащих контролю, - через каждые 45 000 ч работы, отсчитываемых от проведенного предыдущего контроля.

Выполнение предусмотренного контроля (после первого) может быть распределено по промежуточным этапам в рамках указанной периодичности длительностью не менее 5000 ч.

7.6.3. Контроль механических свойств трубопроводов разрушающими и (или) неразрушающими методами должен проводиться не реже, чем через каждые 100000 ч эксплуатации для АЭУ с водо-водяными (ВВЭР) и водографитовыми (РБМК) реакторами и через каждые 50000 ч для АЭУ с реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (БН).

7.6.4. Испытания образцов-свидетелей, установленных в корпус реактора, должны осуществляться не менее 6 раз за расчетный срок службы корпуса. При этом в первый раз выгрузка и испытания образцов-свидетелей проводятся через 1 год после начала эксплуатации, а последующие 3 раза - через каждые 3 года в первые 10 лет эксплуатации при условии, что к моменту первой выгрузки флюенс нейтронов на корпусе реактора будет составлять не менее 10²² нейтр/м², но не более 10²³ нейтр/м² (Е > 0,5 МэВ).

Для корпусов реакторов, в которых это условие не выполняется, периодичность выгрузки и испытаний образцов-свидетелей устанавливается конструкторской организацией.

В зависимости от результатов испытаний образцов-свидетелей первой выгрузки последующие сроки выгрузки могут быть изменены по согласованию между предприятием-владельцем и конструкторской организацией.

7.6.5. На оборудовании и трубопроводах в зонах действия общих и местных мембранных и общих изгибных напряжений при скорости установившейся ползучести более 10^-5%/ч должно проводиться измерение наружных или внутренних размеров в местах, указанных в проектной (конструкторской) документации, в следующие сроки:

первое - перед пуском в эксплуатацию,

второе - через 30 000 ч после пуска,

последующие - через каждые 50000 ч после предыдущего измерения.

Из мест, где обнаружена недопустимая остаточная деформация, обязательна вырезка образцов для последующих исследований структуры, свойства и состояния материала.

7.7. Специальные требования к образцам-свидетелям

7.7.1. Перечень характеристик, определяемых на образцах-свидетелях, места их установки и способы крепления в оборудовании и трубопроводах, а также программа испытаний должны быть разработаны (или указаны) конструкторской (проектной) организацией и приведены в конструкторской документации.

7.7.2. С помощью образцов-свидетелей контролируют:

1) изменение механических свойств (предел текучести, временное сопротивление, относительное удлинение, относительное сужение);

2) изменение характеристик сопротивления хрупкому разрушению (критическая температура хрупкости, вязкость разрушения или критическое раскрытие трещины);

3) изменение характеристик циклической прочности (кривые усталости);

4) характеристики сплошной и местной коррозии (в том числе язвенной, коррозии под напряжением и межкристаллитной коррозии).

7.7.3. Образцы-свидетели для контроля механических свойств и характеристик сопротивления хрупкому разрушению должны обязательно устанавливаться:

1) в водо-водяной реактор - вблизи зон корпуса, расположенных напротив активной зоны;

2) в водографитовый реактор РБМК - в технологические каналы;

3) в реактор на быстрых нейтронах - вблизи зон корпуса, на которые воздействует максимальный поток нейтронов.

7.7.4. Установка образцов-свидетелей по п. 7.7.3 в корпуса реакторов для контроля влияния излучения при флюенсе нейтронов в конце эксплуатации, не превышающем 10²² нейтр/м² (Е ³ 0,5 МэВ), не является обязательной при условии, что расчетная температура корпуса реактора превышает 250 °С.