ISO 23466:2020
Критерии проектирования теплоизоляции основного оборудования системы теплоносителя реактора и трубопроводов атомных электростанций с реактором ВВЭР

Стандартный №

ISO 23466:2020

Дата публикации

2020

Разместил

International Organization for Standardization (ISO)

Последняя версия

ISO 23466:2020

---

сфера применения

Интерпретация основного содержания стандарта

ISO 23466:2020 впервые систематически определяет критерии проектирования теплоизоляции для оборудования и трубопроводов системы охлаждения реактора (СОР) атомных электростанций с реакторами под давлением, уделяя особое внимание техническим требованиям к проектированию теплоизоляции двух ключевых компонентов: корпуса реактора (КР) и системы трубопроводов СОР.

---

Характеристики выбора материала

Тип материала	Требования к основным характеристикам	Применимые сценарии
Металлический изоляционный материал	Низкая излучательная способность поверхности (рекомендуется аустенитная нержавеющая сталь), радиационная стойкость, стойкость к коррозии борной кислотой	Основной изоляционный слой корпуса реактора
Неметаллический изоляционный материал	Пористость > 90%, радиационная стойкость (проверено), содержание выщелачиваемых хлорид-/фторид-ионов <50 ppm	Сменная труба Сечения, сложные геометрические области

Типичный случай: В блоке EPR в качестве основного слоя изоляции корпуса реактора используется многослойная отражающая фольга из нержавеющей стали (толщиной 0,05 мм). После 10 лет эксплуатации измеренный коэффициент излучения поверхности остаётся ниже 0,12, что соответствует требованиям пункта 4.3.2 стандарта.

---

Проектирование тепловых характеристик

Глава 4.4 стандарта четко требует, чтобы толщина изоляции определялась как расчетом формулы, так и проверкой испытаний:

• Формула теплопередачи плоской стенки: δ=λ×(ΔT/q-1/h)
• Формула теплопередачи цилиндрической стенки: δ=d_i/2×(e^{(2πλΔT/q)-1})

Контроль ключевых параметров:Для слоя изоляции корпуса реактора при рабочей температуре 315 °C плотность теплового потока на внешней поверхности должна быть ≤150 Вт/м² (Глава 5.4 стандарта)

---

Реализация функции безопасности

Стандарт инновационно предлагает две специальные конструкции функций безопасности (Приложение C/D):

1. Функция внешнего охлаждения корпуса реактора: Формирование кольцевого проточного канала в случае аварии с расплавлением активной зоны для достижения пассивного охлаждения
2. Функция радиационной защиты: Снижение уровня дозы на ядерном острове за счет борсодержащих экранирующих элементов

Точки внедрения: Для проверки конструкции проточного канала требуется анализ CFD двухфазного потока, а содержание кобальта в защитном материале должно быть менее 0,1% (глава D.1 стандарта)

---

Требования к механическим характеристикам

В главе 4.5 стандарта указано, что необходимо рассмотреть шесть типов сочетаний нагрузок:

Тип нагрузки	Коэффициент безопасности	Метод проверки
Собственный вес + тепловое расширение	1,5	Статический анализ
Сейсмическая нагрузка (SL-2)	2,0	Анализ спектра реакции
Удар LOCA	3,0	Испытание на фрагментацию

---

Рекомендации по внедрению

Этап проектирования:

• Предпочтительно использовать модульную конструкцию панели (Стандартная глава 8.1) с массой одной панели ≤ 25 кг
• Неметаллические материалы необходимо пройти испытание на старение под действием облучения 200 кГр.

Этап строительства:

• Зазор при установке должен контролироваться до <3 мм для предотвращения эффекта дымовой трубы (Стандартный раздел 4.6).
• Несущие кольца должны устанавливаться каждые 3 метра на вертикальных трубах (Стандартный раздел 6.5).

Этап эксплуатации и технического обслуживания:

• Проверяйте сварные соединения металлической оболочки при каждом топливном цикле.
• Контролируйте тенденцию к КРН основного материала при замене теплоизоляционного слоя.

ISO 23466:2020 Ссылочный документ

• ISO 7345 Тепловые характеристики зданий и их компонентов. Физические величины и определения
• ISO 9229 Теплоизоляция — Словарь

ISO 23466:2020 История

• 2020 ISO 23466:2020 Критерии проектирования теплоизоляции основного оборудования системы теплоносителя реактора и трубопроводов атомных электростанций с реактором ВВЭР

стандарты и спецификации