ГОСТ 24722-81
Группа Ф61
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР
РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ КОРПУСНЫЕ
С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ (ВВЭР)
Общие технические требования
Nuclear power vessel-encapsulated, pressurized-water reactor.
General requirements
ОКП 69 3111
Срок действия с 01.07.1982
до 01.07.1987*
______________________________
* Ограничение срока действия снято
по протоколу N 3-93 Межгосударственного Совета
по стандартизации, метрологии и сертификации
(ИУС N 5-6 1993 год). - .
ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 30 апреля 1981 г. N 2216
ВНЕСЕНЫ Изменение N 1 и Изменение N 2, утвержденные постановлениями Государственного комитета СССР по стандартам от 24.04.87 N 1408, от 21.12.88 N 4379, введенные в действие с 01.10.78 и с 01.07.89 и опубликованные в ИУС N 8, 1987 год, ИУС N 4, 1989 год
Изменения N 1, 2 внесены изготовителем базы данных по тексту ИУС N 8, 1987 год, ИУС N 4, 1989 год
Настоящий стандарт распространяется на ядерные энергетические корпусные реакторы с водой под давлением (ВВЭР), предназначенные для работы на атомных электростанциях (АЭС) и атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ).
Стандарт не распространяется на реакторы типа ВВЭР, предназначенные для работы на атомных станциях теплоснабжения (ACT) и на опытные и исследовательские реакторы, а также реакторы, предназначенные для использования на нестационарных установках.
1. ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ
1.1. Основные параметры
1.1.1. Основные параметры реакторов типа ВВЭР - по ГОСТ 21514-76.
1.2. Требования к конструкции
1.2.1. Реакторы типа ВВЭР (далее реакторы) должны изготовляться в соответствии с требованиями настоящего стандарта, а также требованиями "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", утвержденных Госгортехнадзором СССР и Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР (ГКАЭ СССР), "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации", утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР, Минздравом СССР, Госгортехнадзором СССР и согласованных с Госстроем СССР, "Правил ядерной безопасности атомных электростанций", утвержденных Госатомнадзором СССР, "Первоочередных изменений и дополнений в "Общие положения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации" (ОПБ-82), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, Минатомэнерго СССР, ГКАЭ СССР, Минздравом СССР и ГО СССР, "Первоочередных изменений и дополнений "Правил ядерной безопасности атомных электростанций" (ПБЯ-04-74), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, Минатомэнерго СССР и ГКАЭ СССР, "Норм проектирования сейсмостойких атомных станций", утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, "Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок", утвержденных ГКАЭ СССР и Госатомэнергонадзором СССР, "Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС", утвержденных ГКАЭ СССР, Министерством энергетики и электрификации СССР и Минздравом СССР, и технических условий (ТУ) па конкретный реактор.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.2.2. Реакторы должны иметь следующие основные составные части:
корпус с крышкой и устройствами для размещения исполнительных механизмов системы управления и защиты (СУЗ);
активную зону с устройствами для размещения и дистанционирования топлива;
исполнительные механизмы СУЗ;
устройство воздействия на распределение потоков теплоносителя и снижения флюенса нейтронов на корпус;
устройства для размещения детекторов и детекторы системы внутриреакторного контроля (ВРК);
электрооборудование СУЗ и системы ВРК в пределах шахты;
устройства для исследования состояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий неразрушающими методами в процессе эксплуатации;
устройства для диагностики реактора.
Определение составных частей реактора - по ГОСТ 23082-78 и ГОСТ 17137-87.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.2.3. Составные части реакторов должны иметь весогабаритные характеристики, позволяющие транспортирование их железнодорожным, автомобильным или водным транспортом и смешанным способом. Весогабаритные характеристики определяют конструктивными показателями: максимальным диаметром реактора, высотой реактора, массой сухого реактора, эквивалентным диаметром активной зоны, высотой активной зоны, которые определяются в ходе проектирования конкретного реактора из условия обеспечения проектной тепловой мощности.
Вид транспорта должен устанавливаться нормативно-технической документацией на конкретный реактор.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.2.4. Реакторы должны иметь извлекаемую конструкцию всех внутрикорпусных устройств.
1.2.5. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность разборки и извлечения активной зоны после любой аварии, рассмотренной в проекте. Разборка и извлечение активной зоны должны быть максимально сокращены во времени за счет разработки и внедрения специальных устройств (креплений) и других возможных конструктивных решений и применения робототехники, отвечающей требованиям ядерной, радиационной и экологической безопасности.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.2.5а. Конструкция реактора должна обеспечивать в рабочем состоянии величину протечек теплоносителя с входа на выход реактора (мимо активной зоны) не более 5% от общего расхода через активную зону.
(Введен дополнительно. Изм. N 1).
1.2.6. Патрубки реакторов должны располагаться по высоте корпуса так, чтобы при сливе теплоносителя из полости присоединяемых к ним трубопроводов верхний уровень теплоносителя в реакторе оставался выше верхней отметки активной зоны на значение, обусловленное данными физических, теплотехнических расчетов и конструктивными характеристиками активной зоны.
Число патрубков главных циркуляционных петель является конструктивным показателем и должно определяться мощностью петель.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.2.7. Конструкция и расположение опор корпуса реактора должны предотвращать поворот вокруг вертикальной оси и наклон корпуса относительно исходного состояния после окончания монтажных работ и в процессе эксплуатации и не должны препятствовать вертикальным перемещениям корпуса от температурных расширений относительно неподвижной опорной поверхности. При завершении монтажа корпуса реактора должен быть обеспечен проектный уклон главного разъема на диаметре уплотнительных прокладок.
В процессе пусконаладочных работ и эксплуатации, вследствие изменения положения фундаментной плиты реакторного отделения и строительных конструкций, допускается максимальный уклон поверхности главного разъема корпуса реактора 1/2000.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.2.8. Реакторы должны иметь устройства для подачи воды от системы аварийного охлаждения активной зоны в верхнюю и нижнюю камеры смешения реактора.
1.2.9. Внутренние поверхности корпуса и крышки должны иметь антикоррозионное покрытие, сохраняющее свои свойства при рабочих параметрах среды в течение всего срока службы реактора.
1.2.10. Шероховатость поверхностей оборудования реактора, контактирующих с теплоносителем, должна быть не хуже Rz20 или соответствовать согласованным с заинтересованными организациями образцам.
1.2.11. Активная зона, внутрикорпусные устройства и рабочие органы СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы во всех нормальных и аварийных режимах исключалась возможность непредусмотренного проектом и приводящего к увеличению реактивности перемещения компонентов активной зоны.
(Измененная редакция, Изм. N 1).
1.2.12. Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность контроля плотности главного разъема и исключение разгерметизации узла уплотнения как при нормальной эксплуатации, так и при достижении предусмотренных проектом аварийных значений давления воды в реакторе и скоростей изменения температуры в элементах корпуса и главного разъема (за исключением режимов, связанных с разрывами трубопроводов 1-го контура, приводящими к некомпенсируемым течам).
(Измененная редакция, Изм. N 1).
1.2.13. Реакторы должны иметь конструкцию, предусматривающую возможность размещения образцов-свидетелей основного металла корпуса и его сварных соединений в соответствии с требованиями "Правил устройства и безопасной эксплуатации".
1.2.14. Реакторы должны иметь конструкцию, допускающую возможность проведения контроля состояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий, и должны быть оснащены средствами для проведения указанного контроля. Порядок, методы и объем контроля начального качества и состояния в процессе эксплуатации - основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий каждой из основных составных частей реактора устанавливают в соответствии с требованиями "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок.
(Измененная редакция, Изм. N 1).
1.2.15. Реакторы должны быть оснащены устройствами, обеспечивающими внутриреакторный контроль за температурой на выходе из тепловыделяющих сборок (ТВС) активной зоны и распределением энерговыделения по объему активной зоны.
1.2.15а. Номинальная тепловая мощность реактора должна определяться способностью длительно обеспечивать проектную нагрузку в единицу времени. При выборе номинальной тепловой мощности необходимо стремиться к максимальному удовлетворению технико-экономических требований.
(Введен дополнительно, Изм. N 2).
1.2.15б. Средняя скорость теплоносителя в активной зоне, характеризующая интенсивность теплосъема, должна выбираться таким образом, чтобы обеспечить надежный отвод тепла активной зоны с учетом выполнения требований к вибропрочности, гидродинамике и эрозионному износу циркуляционного тракта и его элементов.
(Введен дополнительно, Изм. N 2).
1.2.16. Реакторы должны иметь конструкцию, обеспечивающую возможность контроля в процессе изготовления, испытания и эксплуатации размеров, установленных в ТУ на конкретные реакторы, а также контроля в процессе испытания и эксплуатации следующих параметров:
давления на выходе из активной зоны;
перепада давления на реакторе;
уровня теплоносителя в реакторе;
концентрации растворенного поглотителя в воде;
температуры наружной поверхности стенки корпуса реактора;
температуры чехлов приводов СУЗ.
Погрешность методов измерения параметров должна соответствовать требованиям технических условий на конкретный реактор.
(Измененная редакция, Изм. N 1).
1.2.17. Конструкторская и технологическая документация на реакторы должна подвергаться в установленном порядке метрологической экспертизе.
1.2.18. Уровни стандартизации и унификации реакторов должны быть оптимальными и устанавливаться в техническом задании на разработку конкретных проектов.
Уровни стандартизации и унификации должны определяться коэффициентом межпроектной унификации (К), коэффициентом применяемости (К
) и коэффициентом повторяемости (К
).
1.2.19. Внутрикорпусные устройства (ВКУ) реактора должны проходить контрольную сборку в собственном корпусе реактора с окончательной установкой шпонок ВКУ на предприятии-изготовителе.
(Введен дополнительно. Изм. N 1).
1.3. Требования по устойчивости к внешним воздействиям
1.3.1. Реакторы должны быть устойчивы к внешним воздействиям при транспортировании и хранении, для чего оборудование реакторов должно быть законсервировано, защищено покрытиями и упаковано.
Должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие сохранность геометрических форм оборудования. Специальные требования к метеорологическим условиям хранения, требования к складским помещениям и специальные требования хранения должны быть указаны в нормативно-технической документации на конкретное оборудование, утвержденной в установленном порядке.
1.3.2. Выбор лакокрасочных покрытий, средств и методов консервации должен определяться конструктивными особенностями и материалами оборудования, требованиями монтажа, условиями транспортирования, хранения, условиями последующий эксплуатации и должен производиться в соответствии с ГОСТ 9.014-78, ГОСТ 9.104-79, ГОСТ 9.401-79.
(Измененная редакция, Изм. N 1).
1.3.3. Лакокрасочные покрытия и средства консервации должны обеспечивать сохраняемость оборудования реактора при транспортировании и хранении на срок, предусмотренный техническими условиями на поставку оборудования.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.3.4. Средства консервации не должны влиять на эксплуатационный водный режим реактора.
1.3.5. Реакторы должны быть устойчивы к воздействию среды в герметичных приреакторных помещениях. Параметры среды (температура, давление, относительная влажность, уровень радиации) должны быть приведены в ТУ на конкретный реактор.
1.3.6. Реакторы, предназначенные для поставки в районы с сейсмоактивной площадкой строительства АЭС, должны отвечать следующим требованиям:
при землетрясении интенсивностью меньше предусмотренного проектом реактор должен обеспечивать нормальное функционирование без остановки;
при землетрясении интенсивностью, равной проектному значению, вплоть до максимального расчетного землетрясения, должны быть обеспечены безопасная остановка и расхолаживание реактора.
1.3.7. Конструкция реактора, трубопроводов и оборудования 1-го контура должна обеспечивать сейсмостойкость и вибропрочность во всех режимах, предусмотренных проектом.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.3.8. Применение предусмотренных средств пожаротушения не должно вызывать хрупкого разрушения реактора, оборудования и трубопроводов, а также его циркуляционных петель и систем. При пожаротушении не допускается попадание воды или борного раствора с концентрацией, ниже установленной, в реактор и его системы.
(Введен дополнительно, Изм. N 2).
1.4. Требования к надежности
1.4.1. Реакторы должны иметь назначенный срок службы не менее 30 лет.
Допускается замена быстроизнашивающихся деталей и узлов.
1.4.2. Заменяемые в процессе эксплуатации детали и узлы должны проектироваться с назначенными ресурсами, при которых не требовалась бы внеплановая остановка АЭС для их замены.
1.4.3. Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000 ч.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.4.4. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы путем проведения технического обслуживания, неразрушающего контроля и ремонтов имелась возможность предупреждения, обнаружения, установления причин возникновения и последующего устранения отказов, повреждений и неисправностей.
Среднее время восстановления работоспособного состояния должно быть не более 200 ч.
Средняя оперативная продолжительность технического обслуживания при частичных перегрузках топлива - не более 30 сут.
Средняя оперативная продолжительность технического обслуживания при полной выгрузке активной зоны - не более 60 сут.
(Измененная редакция, Изм. N 1, 2).
1.4.5. Запас по назначенному сроку службы корпуса реактора определяют при проектировании.
1.4.6. Коэффициент готовности определяется средней наработкой на отказ и средним временем восстановления и должен быть не менее 0,972.
1.4.7. Коэффициент технического использования определяется отношением математического ожидания интервалов времени пребывания объекта в работоспособном состоянии за конкретный период эксплуатации к сумме математических ожиданий интервалов времени пребывания реактора в работоспособном состоянии, простоев, обусловленных техническим обслуживанием, и ремонтов за тот же период эксплуатации и должен быть не менее 0,86.
пп.1.4.5-1.4.7 (Введены дополнительно, Изм. N 2).
1.5. Эксплуатационные требования
1.5.1. В качестве максимальной аварии в проекте реактора должен рассматриваться мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода с двухсторонним истечением теплоносителя в сочетании с режимом полного обесточивания АЭС. Для реакторов, предназначенных к поставке в районы с сейсмоактивной площадкой строительства АЭС, в качестве максимальной аварии должна рассматриваться указанная авария одновременно с максимальным расчетным землетрясением.
1.5.2. Реакторы должны иметь маневренные характеристики, обеспечивающие работу энергоблока во всех режимах, предусмотренных проектом энергоблока.
Допустимую скорость изменения тепловой мощности (набор нагрузки, снижение нагрузки) проектируют с учетом требований по маневренности, а также требований, предъявляемых к условиям работы топлива.
Проектом должна быть предусмотрена система воздействия на реактивность, относящаяся к системам нормальной эксплуатации и предназначенная для управления реактором.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.5.3. Реакторы должны допускать работу в течение всего назначенного срока службы при изменении расхода теплоносителя, возникающем при колебании частоты в электросети в интервале 48,5-50,5 Гц (для насосов с электроприводом).
(Измененная редакция, Изм. N 1).
1.5.4. Реакторы должны обеспечивать работу энергоблока без срабатывания аварийной защиты при обесточивании всех главных циркуляционных насосов на время не более 3 с (для насосов с электроприводом).
1.5.5. Реакторы должны допускать разогрев со скоростью 20 °С в час.
1.5.6. Реакторы должны допускать плановое расхолаживание со скоростью 30 °С в час.
1.5.7. Реакторы должны обеспечивать выработку в течение календарного года энергии, соответствующей энергии, производимой в течение не менее 7000 ч работы на номинальной мощности.
1.5.8. Реактор должен допускать аварийное ускоренное расхолаживание со скоростью до 60 °С/ч.
1.5.9. Реактор и его оборудование должны предусматривать возможность выполнения неразрушающими методами исследования свойств металла до пуска в эксплуатацию, а также при проведении периодического и внеочередного контроля в соответствии с "Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", утвержденных Госгортехнадзором СССР, Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР.
1.5.8, 1.5.9. (Введены дополниетельно. Изм. N 1).
1.5.10. Средняя оперативная трудоемкость технического обслуживания определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости и технического обслуживания данного вида за определенный период эксплуатации или наработку и должна указываться в технических условиях на реактор.
1.5.11. Средняя оперативная трудоемкость планового ремонта определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости планового ремонта за определенный период эксплуатации или наработку и должна указываться в технических условиях на реактор.
1.5.12. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы имелся доступ к отдельным составным частям во время плановых остановок и ремонтов для демонтажа составных частей. Реактор должен быть приспособлен к сборке и разборке и доступен для метрологического контроля.
1.5.13. Конструкция должна исключать возможность неправильного подключения кабелей и других ошибок обслуживающего персонала во время техобслуживания и ремонта.
1.5.14. Замена оборудования при снятии реактора с эксплуатации должна производиться с применением специальных устройств, обеспечивающих снижение дозозатрат до минимального возможного уровня.
1.5.10-1.5.14. (Введены дополнительно, Изм. N 2).
1.6. Требования к конструкционным материалам
1.6.1. Материалы, применяемые для изготовления реакторов, должны удовлетворять требованиям "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок" и настоящего стандарта.
1.6.2. Критическая температура хрупкости и температурная зависимость вязкости разрушения основных материалов и сварных соединений должны обеспечивать прочность в соответствии с требованиями "Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок".
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.6.3. Материалы, применяемые для изготовления элементов реактора, контактирующих с водой 1-го контура, должны быть стойкими к коррозии.
Скорость общей коррозии нержавеющих сталей (в том числе антикоррозионных покрытий) в 1-м контуре в рабочих условиях не должна превышать 0,002 мм/год.
1.6.4. Сварочные материалы и сварочные соединения должны соответствовать требованиям "Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок", "Основных положений по сварке и наплавке узлов и конструкций оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", утвержденных Госгортехнадзором СССР, и "Правил контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", утвержденных Госгортехнадзором СССР.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.6.5. Материалы должны быть стойки к растворам, применяемым при дезактивации.
1.7. Требования к ядерному топливу
1.7.1. При использовании в качестве ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР урана слабого обогащения, он может применяться в виде брикетов из двуокиси урана, спресованных в таблетки или стержни, из которых набирают сердечники тепловыделяющих элементов (твелов).
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1.7.2. Обогащение урана сердечников твэлов изотопом U (в % по массе) должно выбираться из регламентированных рядов, установленных в нормативно-технической документации, утвержденной в установленном порядке.
1.7.3. Масса и обогащение ядерного топлива в активной зоне реактора должны обеспечить выработку энергии ядерного деления топлива, необходимой для обеспечения работы реакторной установки на номинальной мощности в течение заданного проектом времени.
(Введен дополнительно, Изм. N 2).
2. ТРЕБОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
2.1. Требования ядерной безопасности
2.1.1. Реакторы должны соответствовать требованиям "Общих положений обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации", утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР, ГКАЭ СССР и согласованных Минздравом СССР, "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", утвержденных Госгортехнадзором СССР, ГКАЭ СССР, "Правил ядерной безопасности атомных электростанций", "Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок", "Первоочередных изменений и дополнений в "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации" (ОПБ-82), "Первоочередных изменений и дополнений "Правил ядерной безопасности атомных электростанций" (ПБЯ-04-74), "Норм проектирования сейсмостойких атомных станций" и "Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС".
2.1.2. Проектом должна быть предусмотрена независимая система аварийной остановки реактора и поддержания его и подкритическом состоянии, относящаяся к защитным системам безопасности. Для атомных станций допускается многоцелевое использование систем воздействия на реактивность, если совмещение функций не приводит к нарушению требований обеспечения безопасности.
В системах аварийной остановки реактора желательно применение пассивных устройств.
Аварийная остановка реактора не должна зависеть от наличия внешних источников энергии.
2.1.3. Эффективность и быстродействие системы аварийной остановки реактора должны быть достаточны для подавления положительной реактивности, возникающей в результате проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и авариях и ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим к недопустимому повреждению твелов.
2.1. (Измененная редакция. Изм. N 2).
2.2. Требования радиационной безопасности
2.2.1. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальной работе реакторной установки облучение персонала, обслуживающего реактор, не превышало величин, регламентированных "Нормами радиационной безопасности НРБ-76", утвержденными Главным Государственным санитарным врачом СССР.
2.2.2. Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальной эксплуатации на протяжении их проектного срока службы не превышался первый проектный предел повреждения твэлов и выполнялись требования ОПБ-82 к реактору и реакторной установке по обеспечению проектного предела повреждения твэлов при разгерметизации первого контура.
Во всех случаях должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны после максимальной проектной аварии (МПА).
(Измененная редакция, Изм. N 1).
2.2.3. Проектирование реактора должно быть основано на использовании технологии, гарантирующей радиационную безопасность населения, проживающего на прилегающей территории, в соответствии с "Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АЭС.
(Введен дополнительно, Изм. N 2).
2.3. Требования общепромышленной безопасности
Устройство, обслуживание и ремонт ядерного реактора и его компонентов должны отвечать требованиям "Норм радиационной безопасности", "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок", "Правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей" и "Правил технической эксплуатации электроустановок потребителей", утвержденных Госэнергонадзором.
Текст документа сверен по:
М.: Издательство стандартов, 1981
в
текст документа внесены Изменение N 1 и
Изменение N 2, утвержденные постановлениями
Госсстандарта СССР от 24.04.87 N 1408,
от 21.12.88 N 4379
