Самая страшная авария для ядерного реактора - неконтролируемый разгон на мгновенных нейтронах. В «Правилах» этого не сказано, видимо потому, что считалось: такое произойти не может, если будет выполнено всё что в «Правилах» написано. Но читая этот документ, мы не находим в нём самого главного, что делает разгон на мгновенных нейтронах невозможным, а именно требования, чтобы быстрый мощностной коэффициент реактивности был отрицателен. И с удивлением обнаруживаем, что вообще такого понятия, как быстрый мощностной коэффициент там нет. А что же есть? чернобыльский авария радиационный безопасность
Есть ничем не примечательный пункт 3.2.2 в одном из разделов «Правил» среди множества других пунктов требований к конструкции и характеристикам активной зоны. Это даже не требование, а скорее пожелание, касающееся не быстрого, а полного мощностного коэффициента.
При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС.
Чтобы этот пункт 3.2.2 не выглядел уж совсем абсурдным, он заканчивается следующим текстом:
Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах.
Так как по этому наиважнейшему для ядерной безопасности вопросу ничего в ПБЯ больше не сказано, то получается, что разработчик сам должен проявлять инициативу. Мало того, что он должен выискивать режимы и ситуации, в которых мощностной коэффициент может стать положительным, и он должен обеспечить безопасность в этих случаях. Он ещё сам же должен придумать, как требуемое обеспечение безопасности обосновать и «особо доказать». Вряд ли найдётся такой разработчик, который будет искать себе на голову подобных приключений. Куда проще посчитать, что таких режимов, где коэффициент положителен, нет, и тогда ничего никому обосновывать и доказывать не нужно. Так гл. конструктор РБМК-1000 и поступил, сделав взрывоопасный реактор. Но он при этом ничего не нарушил, он ведь не знал (пока не произошла авария), что мощностной коэффициент может оказаться положительным!
Хорошо, допустим, что чего-то главный конструктор не знал, о чём-то научный руководитель не догадался, и всякое может с реактором случиться. Но именно на такой случай на всех реакторах предусмотрена аварийная защита «SCRAM», которая осуществляет «быстрое гашение цепной реакции, а также поддержание реактора в подкритическом состоянии» (п. 3.3.1. ПБЯ-04-74), причём делать это она должна «при любых нормальных и аварийных условиях» (п. 3.3.5. ПБЯ-04-74) и в том числе обеспечивать «автоматический останов реактора при возникновении аварийной ситуации» (п. 3.3.21. ПБЯ-04-74). Много ещё чего сказано про аварийную защиту, но не сказано прямым текстом главного, само собой разумеющегося. Не сказано, что достигается всё это введением большой отрицательной реактивности, и ни при каких обстоятельствах аварийная защита, срабатывая, не должна вводить положительную реактивность.
И тогда нечего удивляться, что разработчик реактора РБМК-1000, создав такую, фантастическую, противоречащую здравому смыслу защиту, сейчас делает невинные глаза и не видит ничего особенного в том, что защита вместо заглушения разгоняет реактор, называя это свойство защиты, придуманным им научным термином: положительный scram-эффект (, стр. 556). И он может не обращать внимания на скромное примечание к пункту 3.1.6 «Правил» о том, что в техническом проекте АЭС в его специальном разделе «указываются все имеющиеся отступления от требований «Правил». Отступления должны быть обоснованы и согласованы с Госатомнадзором СССР». Разумеется, ничего этого сделано не было, и вся эксплуатационная документации на АЭС составлялась без учёта «мягко говоря» особенностей аварийной защиты.
Спустя 5 лет после аварии надзорный орган Госпроатомнадзор (уже дважды сменивший к этому времени и название, и свой статус) дал подробный анализ нарушения требований ядерной безопасности в проекте РБМК-1000 ( приложение I). Конечно, лучше поздно, чем никогда, но сделай он этот анализ своевременно и потребуй должных обоснований безопасности для принятых конструкторских решений, не было бы чернобыльской аварии.
МИНИСТЕРСТВО
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
Введены в действие
Приказом Министра
№ 737 от 14.12.96
ОСНОВНЫЕ ОТРАСЛЕВЫЕ
ПРАВИЛА
ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ,
ПЕРЕРАБОТКЕ, ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ЯДЕРНООПАСНЫХ
ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ
(ПБЯ-06-00-96)
Настоящие правила являются регламентирующим документом по обеспечению ядерной безопасности при обращении с ядерными материалами вне реактора (в системах, не оснащенных СУЗ): при использовании, переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов. Правила обязательны для всех организаций Минатома России, занятых проектированием, строительством, изготовлением и эксплуатацией объектов, оборудования, на которых используются, перерабатываются, хранятся, транспортируются ядерноопасные делящиеся материалы.
Правила согласованы Госатомнадзором России, Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России.
В составлении правил ПБЯ-06-00-96 принимали участие:
Внуков В.С., Дубовенко А.С., Кислов Л.И., Куликов В.И., Лебедев С.М., Максимкин И.Ф., Нежельский П.В., Николаев В.Е., Романов А.В., Рязанов Б.Г., Свиридов В.И., Слуцкер В.П., Стародубцев Г.С., Фролов В.В., Чванкин Е.В.
1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
5.
ТРЕБОВАНИЯ К МЕТОДАМ И СРЕДСТВАМ КОНТРОЛЯ
ПАРАМЕТРОВ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
7.1.2 . По своему составу и содержанию материалы проекта завода, ядерноопасного участка, направляемые в ОЯБ ФЭИ должны включать:
7.1.2.1 . Раздел проекта «Обеспечение ядерной безопасности», выполненный в соответствии с п. настоящих Основных правил.
7.1.2.2 . Полное описание технологического процесса (технологическую часть пояснительной записки).
7.1.2.3 . Аппаратурно-технологические схемы, взаимосвязь оборудования с цеховыми коммуникациями.
7.1.2.4 . Схемы расположения датчиков систем аварийной сигнализации о возникновении СЦР, маршрутов аварийной эвакуации, расположение пунктов сбора персонала.
7.1.2.5 . Чертежи оборудования и его компоновки в объеме, необходимом для обоснования ядерной безопасности систем, оборудования.
7.1.3 . По своему составу и содержанию материалы проекта отдельных установок, оборудования, направленные в Отдел ядерной безопасности, должны включать:
7.1.3.1 . Чертежи оборудования и его размещения на ядерноопасном участке.
7.1.3.2 . Схемы обвязки аппаратов, взаимосвязи оборудования с цеховыми коммуникациями с пояснительной запиской, описание технологического процесса.
7.1.3.3 . Агрегатное состояние, плотности, изотопный состав или нуклидный и химические составы ядерноопасных делящихся материалов, наличие и состав замедлителей, отражателей, поглотителей и т. п. в объеме, необходимом для физического расчета систем.
7.1.3.4 . Предполагаемое значение параметров, обеспечивающих ядерную безопасность: безопасные (допустимые) массы, объемы, размеры, концентрации, плотность, содержание замедлителей и пр.
7.1.3.5 . Анализ возможных аварийных отклонений от нормального хода технологического процесса.
7.1.3.6 . Описание средств контроля параметров, обеспечивающих ядерную безопасность с указанием параметров, свойств и погрешностей средств измерений, схемы расположения точек контроля параметров ядерной безопасности.
7.1.4 . Организация-заказчик направляет в ОЯБ ФЭИ свои замечания на проект в части обеспечения ядерной безопасности.
7.1.5 . ОЯБ ФЭИ проводит экспертизу представленных материалов проекта с учетом замечаний заказчика, разрабатывает заключение на соответствие требованиям нормативных документов по ядерной безопасности и направляет все материалы в ДБЭЧС Минатома России.
7.1.6 . ДБЭЧС Минатома России рассматривает проектные материалы, утверждает заключение ОЯБ ФЭИ по проекту. Утвержденные заключения ОЯБ ФЭИ носят постоянный характер.
7.2 . ОЯБ ФЭИ проводит рассмотрение проектов на стадии технического проекта (проекта). В случае внесения в проект изменений, влияющих на условия ядерной безопасности, дополнительное согласование проводится на стадии рабочего проекта.
7.3 . Проекты на отдельное оборудование, установки, выполненные конструкторскими подразделениями организации и удовлетворяющие требованиям Отраслевых правил для отдельных видов производств или действующих заключений по ядерной безопасности, согласовываются в части ядерной безопасности со службой ядерной безопасности предприятия в установленном на предприятии порядке.
7.4 . При возникновении вопросов, решение которых не предусмотрено настоящими Основными правилами или Отраслевыми правилами для отдельных видов производств, другой действующей документацией, или имеется необходимость в изменении условий и ограничений ядерной безопасности, регламентированных действующими правилами, заключениями, руководящими документами, организация направляет запрос в ОЯБ ФЭИ, а при необходимости направляет запрос в Госатомнадзор России на изменение условий действия разрешения Госатомнадзора России на соответствующий вид деятельности.
7.4.1 . По своему содержанию направляемые материалы должны содержать сведения, перечисленные в п. .
7.4.2 . ОЯБ ФЭИ рассматривает представленные материалы и разрабатывает заключение с пояснением на основании каких данных оно подготовлено. При необходимости ОЯБ ФЭИ имеет право запросить дополнительные материалы, вызвать представителя для получения необходимой консультации.
Утвержденные заключения по ядерной безопасности являются наряду с настоящими правилами и Отраслевыми правилами для отдельных видов производств документами, используемыми для разработки проектной и эксплуатационной документации.
7.4.3 . Заключения, регламентирующие требования, условия ядерной безопасности на действующем производстве, утверждаются ДБЭЧС Минатома России.
7.4.4 . Заключения по ядерной безопасности, носящие предварительный (консультационный) характер, необходимые для вариантных проработок, направляются ОЯБ ФЭИ непосредственно заказчику. Технические решения, рабочие (технорабочие) проекты, разработанные на основании таких заключений, должны быть согласованы в соответствии с п. Основных правил.
7.5 . Предприятия имеют право обратиться в ДБЭЧС Минатома России с предложениями о внесении изменений и дополнений в действующие правила. В материалах предложений должны содержаться подробные обоснования предлагаемых изменений и дополнений.
7.6 . Изменения инструкций по ядерной безопасности, не выходящие за рамки правил для отдельных видов производств и заключений, согласовываются со службой ядерной безопасности предприятия и утверждаются главным инженером предприятия.
7.7 . Для нештатных работ, не предусмотренных в технологических регламентах и процессах, в инструкциях по ядерной безопасности должны быть разработаны специальные программы, извещения, которые согласовываются службой ядерной безопасности и утверждаются главным инженером организации.
В них должны быть определены безопасные условия выполнения работ на всех стадиях ее выполнения, указаны должностные лица, несущие персональную ответственность за выполнение этих условий, сроки действия документов.
7.8 . Госатомнадзором России проектная документация по ядерной безопасности рассматривается в установленном порядке.
В состав проектной документации, представляемой эксплуатирующей организацией в Госатомнадзор России для получения разрешения (лицензии) на право ведения работ в области использования атомной энергии, должны входить все заключения, утвержденные Минатомом России.
8.
ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК
И ПУНКТОВ ХРАНЕНИЯ
8.1 . Каждая организация, на которую распространяются Основные правила, должна иметь разрешение (лицензию) на право ведения работ в области использования атомной энергии, которое выдается Госатомнадзором России.
8.2 . Ввод в эксплуатацию (первая загрузка делящихся материалов) новых ядерных установок, пунктов хранения, их ядерноопасных участков, а также действующих ядерных установок, пунктов хранения, их ядерноопасных участков после их реконструкции, связанной с изменениями условий обеспечения ядерной безопасности, производится только после получения разрешения ДБЭЧС Минатома России.
8.3 . Проверка готовности производства в части ядерной безопасности перед вводом в эксплуатацию осуществляется:
рабочей комиссией организации с участием представителей территориальной инспекции Госатомнадзора России (по согласованию);
комиссией Минатома России. Комиссии Минатома России проводятся с участием представителей Госатомнадзора России (по согласованию).
8.4 . Рабочая комиссия назначается приказом по организации. Председателем комиссии назначается главный инженер или заместитель главного инженера (главный физик) организации.
8.5 . Рабочая комиссия проверяет:
8.5.1 . Соответствие рабочей документации (см. раздел ) требованиям Основных правил, заключений по ядерной безопасности и проекту.
8.5.2 . Соответствие монтажа технологического оборудования и коммуникаций, методов и средств контроля параметров ядерной безопасности, систем аварийной сигнализации проекту.
8.5.3 . Окончание пуско-наладочных работ и готовность оборудования к эксплуатации.
8.5.4 . Оформление и наличие нормативно-технической документации в соответствии с разделом Основных правил.
8.5.5 . Подготовленность персонала.
8.6 . Рабочая комиссия составляет акт, утверждаемый главным инженером организации; акт направляется в Министерство, ДБЭЧС Минатома России и Госатомнадзор России.
8.7 . Комиссия Минатома России проверяет готовность в части ядерной безопасности согласно документации и выборочно проверяет работоспособность узлов и систем. На основании этого комиссия составляет акт готовности производства к загрузке делящимися материалами.
Акт комиссии утверждается руководством Минатома России и является разрешением на загрузку.
ДБЭЧС Минатома России может выдавать разрешение на загрузку ядерноопасных делящихся материалов на основании акта рабочей комиссии организации о готовности производства.
8.8 . Руководитель организации отдает приказ о вводе производства в эксплуатацию только после получения разрешения ДБЭЧС Минатома России и Госатомнадзора России.
8.9 . Ввод в эксплуатацию отдельных установок, оборудования, аппаратов в действующих производствах в рамках лицензии (временного разрешения) на виды деятельности производится по решению руководства предприятия на основании акта проверки готовности производства, составленного рабочей комиссией предприятия с участием службы ядерной безопасности и привлечением территориальной инспекции Госатомнадзора России (по согласованию).
8.10 . О вводе в эксплуатацию отдельных установок и аппаратов предприятия информируют Минатом России и Госатомнадзор России в ежегодном отчете о состоянии ядерной безопасности.
9.
НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ
ПО ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
9.1 . Организации (предприятия), оговоренные в п. настоящих Основных правил, должны иметь следующие документы:
9.1.1 . Настоящие Основные правила.
9.1.2 . Правила, оговоренные в п. настоящих правил, по профилю работы организации.
9.1.3 . Материалы проекта, согласованные ДБЭЧС Минатома России в части ядерной безопасности.
9.1.4 . Заключения по ядерной безопасности.
9.1.5 . Инструкции по ядерной безопасности, составленные на основании документации по п.п. - и проектной документации.
Инструкции должны содержать следующие разделы:
технические, организационные мероприятия по обеспечению ядерной безопасности с указанием по всему тексту подлинного названия делящегося материала;
перечень аппаратов, в которые загружается или попадает в процессе эксплуатации ядерноопасный делящийся материал с указанием номера аппарата (установки), номера чертежа, типа аппарата («Б», «ПКЗ», «0»), нормы загрузки (накопления) или нормы концентрации, погрешности, с которой определяются указанные параметры, способ обеспечения указанных норм;
нормы закладок, порядок проведения зачисток, промывок оборудования и обследования его приборами контроля;
порядок использования средств контроля, применяемых для обеспечения ядерной безопасности;
Регистрационный N 6313
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору постановляет :
Утвердить и ввести в действие с 1 июля 2005 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности критических стендов" (НП-008-04).
ВРИО Руководителя
А. Малышев
Правила ядерной безопасности критических стендов
1. Термины и определения
В настоящем документе используются следующие термины и определения:
1. Авария на критическом стенде - нарушение нормальной эксплуатации критического стенда, при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.
2. Авария ядерная на критическом стенде - авария, вызванная потерей контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакцией деления в активной зоне критической сборки или образованием критической массы при обращении с ядерными материалами вне критической сборки.
3. Аварийная защита (далее - A3) критического стенда - защитная система безопасности, предназначенная для аварийного останова критического стенда, включающая в себя рабочие органы аварийной защиты и исполнительные механизмы, обеспечивающие изменение их положения или состояния.
4. Взвод рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность - изменение положения (состояния) рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности.
5. Загрузочные устройства критического стенда - транспортно-технологическое оборудование, механизмы и устройства, используемые для загрузки (перегрузки) в активную зону критической сборки ядерного топлива, залива жидкости (в том числе растворного ядерного топлива) и установки (извлечения) экспериментальных устройств.
6. Запас реактивности критической сборки - положительная реактивность, которая при выбранном составе и геометрии критической сборки может быть реализована в случае взвода на максимальную эффективность всех рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность, включая дистанционно перемещаемые экспериментальные устройства.
7. Канал контроля - совокупность датчика (датчиков), линии передачи и средств обработки сигнала и отображения информации, предназначенная для обеспечения контроля параметра.
8. Каналы контроля независимые - каналы контроля, которые не имеют общих (объединенных) элементов и отказ одного из которых не ведет к отказу другого.
9. Каналы системы управления и защиты пусковые - каналы контроля плотности потока нейтронов (мощности), обеспечивающие контроль с уровня плотности потока нейтронов, соответствующего активности внешнего (пускового) источника нейтронов до уровня, надежно контролируемого по другим каналам контроля плотности потока нейтронов в случае их использования.
10. Контрольный физический пуск критического стенда - этап ввода в эксплуатацию критического стенда, включающий в себя первую загрузку ядерного топлива в активную зону и последующий вывод критической сборки в критическое (надкритическое) состояние и на мощность для исследования ее основных нейтронно-физических характеристик и радиационной обстановки на критическом стенде с целью экспериментального подтверждения безопасности критического стенда.
11. Критическая сборка - комплекс для экспериментального изучения размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которого обеспечивают возможность осуществления управляемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, эксплуатируемый на мощности, не требующей принудительного отвода тепла и не оказывающей влияния на его нейтронно-физические характеристики.
13. Максимально возможная реактивность критической сборки - максимальная положительная реактивность (надкритичность) критической сборки, которая при используемой конструкции критической сборки может быть реализована из-за ошибочных решений персонала, отказов в системах КС или вследствие внешних воздействий природного или техногенного происхождения.
14. Модификация (перестройка или замена) критической сборки - предусмотренные в проекте КС изменения состава или геометрии активной зоны и (или) отражателя критической сборки.
15. Останов КС аварийный - перевод критической сборки из критического (надкритического) состояния в подкритическое вследствие срабатывания A3.
16. Останов КС плановый - перевод критической сборки из критического (надкритического) состояния в подкритическое с помощью рабочих органов ручных регуляторов реактивности, рабочих органов автоматических регуляторов реактивности и рабочих органов компенсаторов реактивности.
17. Отказ - нарушение работоспособного состояния систем (элементов), обнаруживаемое визуально или средствами контроля и диагностирования (видимый отказ) или выявляемое только при проведении технического обслуживания (скрытый отказ).
18. Рабочий орган системы управления и защиты (далее - РО СУЗ) - используемое в системе управления и защиты средство воздействия на реактивность, изменением положения (состояния) которого обеспечивается изменение реактивности.
По функциональному назначению РО СУЗ подразделяются на рабочие органы аварийной защиты (далее - РО A3), рабочие органы ручного регулирования реактивности (далее - РО РР), рабочие органы автоматического регулирования реактивности (далее - РО АР) и рабочие органы компенсаторов реактивности (далее - РО КР).
19. Режим временного останова КС - режим эксплуатации КС, заключающийся в проведении работ по техническому обслуживанию КС и подготовке экспериментальных исследований.
20. Режим длительного останова КС - режим эксплуатации КС, заключающийся в проведении работ по консервации систем и оборудования КС и поддержанию КС в работоспособном состоянии в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на КС не планируется.
21. Режим окончательного останова КС - режим эксплуатации КС, заключающийся в проведении работ по подготовке КС к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны критической сборки и удаление ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки КС.
22. Режим пуска и работа КС на мощности - режим эксплуатации КС, заключающийся в выводе критической сборки в критическое (надкритическое) состояние и на мощность и проведении экспериментальных исследований на КС.
23. Системы останова КС - средства воздействия на реактивность, используемые для останова КС и поддержания критической сборки в подкритическом состоянии.
24. Система управления и защиты (далее - СУЗ) - совокупность элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, систем останова и управляющих систем безопасности, предназначенная для контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакцией деления, а также для планового и аварийного останова КС.
25. Экспериментальные устройства КС - используемые для проведения экспериментальных исследований на КС специальные тепловыделяющие элементы и детекторы нейтронного потока, активационные индикаторы и мишени, образцы для измерения эффектов реактивности, а также приспособления для их размещения в критической сборке.
26. Ядерная безопасность КС - свойство КС предотвращать ядерные аварии и ограничивать их последствия.
27. Ядерно-опасные работы на КС - работы, которые могут привести к ядерной аварии в случае нарушения пределов и (или) условий безопасной эксплуатации при их выполнении.
2. Общие положения
2.1. Правила ядерной безопасности критических стендов (далее - Правила) устанавливают требования к конструкции критической сборки и техническому исполнению систем, важных для безопасности КС, а также к организационно-техническим мероприятиям, направленным на обеспечение ядерной безопасности КС.
2.2. Правила распространяются на все проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые КС.
2.3. Ядерная безопасность КС определяется:
1) техническим совершенством проекта;
2) качеством изготовления и монтажа элементов и систем КС, важных для безопасности.
2.4. Ядерная безопасность при эксплуатации КС обеспечивается:
1) выполнением требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, требований проекта и эксплуатационной документации;
2) квалификацией и дисциплиной работников (персонала);
3) системой организационно-технических мероприятий, минимизирующих последствия возможных ошибок персонала и несанкционированных действий, отказов оборудования и внешних воздействий природного и техногенного происхождения.
3. Требования к проекту критического стенда, направленные на обеспечение ядерной безопасности
3.1. Общие требования
3.1.1. Системы и элементы КС, важные для безопасности, должны проектироваться с учетом механических, химических и прочих внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации КС и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также внешних воздействий природного и техногенного происхождения.
3.1.2. В проекте (эксплуатационной документации) КС должны быть приведены:
1) картограммы загрузки, запас реактивности критической сборки и эффективности РО СУЗ и других предусмотренных проектом средств воздействия на реактивность для всех планируемых состояний активной зоны;
2) программы и методики контроля и испытаний в процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности;
3) условия замены и вывода в ремонт РО СУЗ, исполнительных механизмов РО СУЗ, других средств воздействия на реактивность;
4) общие требования к обеспечению ядерной безопасности при загрузке ядерного топлива в активную зону;
5) условия обеспечения ядерной безопасности при обращении с ядерными материалами вне критической сборки;
6) анализ реакций управляющих и других систем, важных для безопасности, на внутренние воздействия и внешние воздействия природного и техногенного происхождения, возможные отказы и неисправности систем и оборудования КС, подтверждающий отсутствие опасных для критической сборки реакций;
7) анализ надежности СУЗ реконструируемых или вновь сооружаемых КС, при этом должно быть показано, что коэффициент неготовности СУЗ к выполнению функции аварийной защиты при наличии сигнала A3 не превышает 10-5;
8) оценка последствий возможных проектных и запроектных ядерных аварий, включая аварию, обусловленную реализацией максимально возможной реактивности критической сборки;
9) перечень ядерно-опасных работ при эксплуатации КС и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении.
3.1.3. В проекте (эксплуатационной документации) КС должны быть предусмотрены:
1) меры по обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации КС в режиме временного останова и в режиме длительного останова, при этом для обеспечения требуемой подкритичности, кроме РО СУЗ, могут использоваться и другие средства воздействия на реактивность, например, установка дополнительных поглотителей нейтронов;
2) технические средства, позволяющие подтвердить факт нахождения критической сборки в подкритическом состоянии при отказе внешних источников электроснабжения.
3.1.4. Используемые в проекте КС технические решения должны обеспечивать:
1) порционную загрузку (перегрузку) ядерного топлива в активную зону критической сборки;
2) минимально достаточный для выполнения планируемых экспериментальных исследований на КС запас реактивности критической сборки, при этом необходимо стремиться к тому, чтобы прогнозируемый запас реактивности не превышал 0,7Вэфф;
3) подкритичность критической сборки в режиме временного останова КС не менее 2% (Кэфф ё 0,98) при взведенных РО A3;
4) подкритичность критической сборки в режиме длительного останова КС не менее 5% (Кэфф ё 0,95);
5) безопасность КС при любом исходном событии проектных аварий с наложением одного независимого от исходного события отказа или одной независимой от исходного события ошибки персонала;
6) визуальное или с помощью телевизионной установки наблюдение из пункта управления КС за действиями персонала в помещении критической сборки;
7) сохранность и работоспособность в условиях проектных аварий технических средств, используемых для регистрации и хранения информации, необходимой для расследования аварии.
3.1.5. Используемые в проекте КС технические решения должны исключать:
1) вход в помещение критической сборки, если критическая сборка не приведена в подкритическое состояние;
2) увеличение реактивности дистанционно управляемыми средствами воздействия на реактивность при открытой двери помещения критической сборки.
3.2. Критическая сборка и системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности
3.2.1. Критическая сборка
3.2.1.1. Конструкция критической сборки должна исключать:
1) несанкционированное изменение состава и конфигурации активной зоны и (или) отражателя, приводящее к изменению реактивности критической сборки, при этом все узлы и детали критической сборки должны иметь крепление, исключающее возможность их случайного перемещения;
2) выход критической сборки из подкритического состояния в критическое (надкритическое) из-за уменьшения утечки нейтронов из активной зоны при приближении к ней технологического оборудования или персонала;
3) несанкционированный взвод (выброс) РО СУЗ и дистанционно перемещаемых экспериментальных устройств;
4) заклинивание и непреднамеренное расцепление РО СУЗ с исполнительными механизмами РО СУЗ.
3.2.1.2. В составе критической сборки должен быть предусмотрен внешний (пусковой) источник нейтронов, интенсивность которого должна быть выбрана таким образом, чтобы введение внешнего источника нейтронов в критическую сборку без ядерного топлива сопровождалось увеличением показаний пусковых каналов СУЗ не менее чем в 2 раза.
3.2.1.3. На критической сборке, постоянно имеющей внутренний источник нейтронов (радионуклидный, спонтанного деления, фотонейтронный и т.п.), допускается отсутствие внешнего источника нейтронов, если в проекте КС показано, что с внутренним источником нейтронов обеспечивается необходимый контроль состояния критической сборки.
3.2.1.4. Тепловыделяющие элементы (тепловыделяющие сборки), отличающиеся обогащением или нуклидным составом ядерного топлива, и поглотители нейтронов должны иметь маркировку (отличительные знаки).
3.2.1.5. Должна быть проанализирована возможность затопления помещения критической сборки водой. Если затопление помещения не исключено и ведет к увеличению Кэфф критической сборки, то помещение критической сборки должно быть оборудовано сигнализатором появления воды и устройством для ее автоматического удаления в случае срабатывания сигнализаторов появления воды.
3.2.2. Загрузочные и экспериментальные устройства
3.2.2.1. Конструкция загрузочных и экспериментальных устройств должна исключать возможность несанкционированного изменения реактивности критической сборки.
3.2.2.2. Конструкция и взаимное расположение устройств, используемых для загрузки ядерного топлива, должны исключать возможность образования в них критической массы.
3.2.2.3. Если загрузочные или экспериментальные устройства могут увеличить реактивность критической сборки более чем на 0,3Bэфф, то при их использовании должно быть обеспечено шаговое увеличение реактивности со скоростью приращения реактивности не более 0,03Bэфф/с.
Шаговое перемещение средств воздействия на реактивность должно обеспечивать чередование увеличения реактивности с последующей паузой. Каждый шаг должен инициироваться оператором.
3.2.2.4. Для критических сборок, имеющих в своем составе жидкость, должно быть предусмотрено дистанционное порционное заполнение критической сборки жидкостью и (или) дистанционное порционное удаление жидкости, если заполнение критической сборки жидкостью или удаление жидкости сопровождается увеличением реактивности.
3.2.2.5. Коммуникации, дозирующие устройства и другое оборудование, предназначенные для подачи в критическую сборку жидкости, должны исключать возможность их самопроизвольного заполнения жидкостью за счет сифонного или других эффектов и выброс жидкости в помещения КС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
3.2.2.6. В линиях подачи жидкости в критическую сборку и в линиях слива жидкости должно быть предусмотрено устройство, прекращающее подачу и слив жидкости при появлении сигнала A3, при этом должен быть обеспечен контроль отсутствия поступления жидкости в критическую сборку.
3.2.2.7. Допускается выполнение функций загрузочного и экспериментального устройств одним устройством при условии обеспечения и обоснования в проекте КС отсутствия нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации, обусловленного этим совмещением.
3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации
3.2.3.1. В составе управляющих систем нормальной эксплуатации должна быть предусмотрена часть СУЗ, обеспечивающая контроль плотности потока нейтронов (мощности) и управление мощностью критической сборки. Указанная часть СУЗ должна включать:
1) РО РР и при необходимости РО АР, используемые для вывода критической сборки на требуемый уровень мощности и для поддержания мощности на заданном уровне, а также для планового останова КС;
2) РО КР, используемые для компенсации запаса реактивности критической сборки и планового останова КС;
3) систему контроля положения и управления исполнительными механизмами РО РР, РО АР, РО КР;
4) систему контроля положения и управления исполнительными механизмами загрузочных и экспериментальных устройств (при необходимости);
5) не менее двух независимых между собой каналов контроля плотности потока нейтронов с показывающими приборами, при этом по меньшей мере в составе одного канала контроля плотности потока нейтронов должна быть предусмотрена возможность записи изменения плотности потока нейтронов критической сборки во времени;
6) канал контроля скорости (периода) увеличения плотности потока нейтронов с показывающим прибором;
7) каналы контроля параметров технологических систем критической сборки, важных для безопасности;
8) канал контроля реактивности (при необходимости);
9) систему управления внешним источником нейтронов.
3.2.3.2. Диапазон контроля плотности потока нейтронов управляющей системой нормальной эксплуатации должен перекрывать весь определенный проектом КС диапазон изменения мощности критической сборки.
В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады.
3.2.3.3. Должна быть предусмотрена звуковая индикация уровня мощности критической сборки. Сигналы звукового индикатора должны быть хорошо слышны в помещениях критической сборки и пункта управления КС.
3.2.3.4. Эффективность каждого из РО РР и РО АР не должна превышать 0,7Bэфф.
3.2.3.5. РО РР, РО АР, РО КР должны обеспечивать при взведенных РО A3 не менее 1% подкритичности (Кэфф ё 0,99) критической сборки.
3.2.3.6. Исполнительные механизмы РО РР, РО АР, РО КР должны иметь указатели промежуточного положения и конечных положений.
3.2.3.7. Дистанционно управляемые загрузочные и экспериментальные устройства должны иметь конечные выключатели и при необходимости указатели промежуточного положения.
3.2.3.8. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны формировать как минимум следующие сигналы на пункт (пульт) управления:
1) предупредительные (световые и звуковые) - при приближении параметров критической сборки к уставкам A3 и нарушении условий нормальной эксплуатации;
2) указательные - информирующие о положении дистанционно управляемых средств воздействия на реактивность и о наличии напряжения в цепях электроснабжения СУЗ.
3.2.3.9. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны исключать:
1) ввод положительной реактивности со скоростью выше 0,07Bэфф/C;
2) ввод положительной реактивности путем перемещения РО РР, РО АР, РО КР или дистанционно управляемых загрузочных и экспериментальных устройств и других средств воздействия на реактивность, если РО A3 не взведены;
3) ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность при появлении предупредительных сигналов по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов или по каналам контроля параметров технологических систем, важных для безопасности КС;
4) ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность в случае отсутствия электроснабжения в цепях указателей промежуточного положения органа, используемого для увеличения реактивности или в цепях аварийной и предупредительной сигнализации;
5) дистанционное увеличение реактивности одновременно с двух и более рабочих мест, двумя или более лицами, двумя или более способами (не считая увеличения реактивности за счет разогрева-расхолаживания активной зоны критической сборки).
3.2.3.10. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны обеспечивать:
1) для РО КР эффективностью более 0,7Bэфф шаговое увеличение реактивности со скоростью не более 0,03Bэфф/C и величиной шага не более 0,3Bэфф;
2) возможность разрыва цепи питания двигателей исполнительных механизмов РО КР эффективностью более 0,7Bэфф с пункта управления КС, при этом разрыв цепи питания двигателей не должен влиять на возможность приведения критической сборки в подкритическое состояние по сигналу A3;
3) по сигналу A3 автоматическое прекращение увеличения реактивности дистанционно управляемыми загрузочными и экспериментальными устройствами, а в необходимых случаях - автоматическое уменьшение реактивности, обусловленной загрузочными или экспериментальными устройствами;
4) проверку работоспособности всех видов световой и звуковой сигнализации.
3.2.3.11. Отказ канала контроля плотности потока нейтронов или скорости (периода) увеличения плотности потока нейтронов должен сопровождаться выработкой сигнала на пункт управления КС и регистрацией отказа, при этом должен формироваться предупредительный сигнал об отказе такого канала.
3.2.3.12. В случае использования на КС автоматического регулятора мощности в проекте КС должны быть установлены и обоснованы диапазон мощности критической сборки, в пределах которого регулирование осуществляется АР, характеристики системы автоматического регулирования мощности, приведена оценка погрешности поддержания требуемого уровня мощности и показано отсутствие автоколебаний мощности.
3.2.3.13. Управление критической сборкой и основными системами КС должно производиться с пункта управления КС, имеющего двухстороннюю громкоговорящую связь с помещением критической сборки и при необходимости с другими помещениями КС. Пункт управления КС должен быть оборудован телефонной связью.
3.3. Системы безопасности
3.3.1. Аварийная защита и другие системы останова
3.3.1.1. В проекте КС в составе СУЗ должна быть предусмотрена A3 КС.
3.3.1.2. A3 должна иметь не менее двух независимых РО A3 (групп РО A3).
3.3.1.3. По сигналу A3 без учета одного наиболее эффективного РО A3 (группы РО A3) должен обеспечиваться ввод отрицательной реактивности величиной не менее 1Bэфф. Время введения этой реактивности не должно превышать 1 с, начиная с момента формирования любым каналом защиты аварийного сигнала.
3.3.1.4. Суммарная эффективность всех РО A3 должна быть не менее суммарной эффективности всех РО АР и РО PP.
3.3.1.5. РО A3 должны иметь указатели конечных положений.
3.3.1.6. A3 должна быть спроектирована таким образом, чтобы начавшееся защитное действие было выполнено полностью и обеспечивался контроль выполнения функции безопасности (останов по аварийному сигналу или по сигналу об отказе в канале защиты).
3.3.1.7. РО A3 при появлении аварийного сигнала должны автоматически приводиться в действие из любых положений, и на любом участке своего движения РО A3 должен обеспечиваться ввод отрицательной реактивности, при этом отрицательная реактивность должна вводиться с максимально возможной скоростью и другими РО СУЗ.
3.3.1.8. A3 должна выполнять функцию безопасности, независимо от состояния источников электроснабжения СУЗ.
3.3.1.9. Кроме аварийного останова КС, РО A3 при необходимости могут использоваться для планового останова КС.
3.3.1.10. Кроме A3, проектом КС могут быть предусмотрены и другие системы останова КС, приводимые в действие автоматически или дистанционно.
3.3.1.11. Суммарная эффективность систем останова КС должна превышать запас реактивности критической сборки.
3.3.2. Управляющая система безопасности
3.3.2.1. В проекте КС должна быть предусмотрена управляющая система безопасности, осуществляющая управление системами останова в процессе выполнения ими заданных функций.
3.3.2.2. Любой отказ в управляющей системе безопасности, нарушающий ее работоспособность, должен приводить к срабатыванию A3 (принцип "безопасного отказа").
3.3.2.3. В составе управляющей системы безопасности должно быть не менее трех независимых между собой каналов защиты, включая два канала защиты по плотности потока нейтронов и канал защиты по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов.
3.3.2.4. При выборе чувствительности и расположения детекторов потока нейтронов управляющей системы безопасности необходимо обеспечить возможность срабатывания A3 в процессе выхода в критическое состояние и при любом значении мощности критической сборки в диапазоне, определенном в проекте КС.
3.3.2.5. В случае применения в управляющей системе безопасности каналов защиты, работающих в ограниченных поддиапазонах измерения плотности потока нейтронов, поддиапазоны должны перекрываться не менее чем в пределах одной декады. Переключение поддиапазонов измерения должно быть автоматическим и не препятствовать формированию сигнала A3.
3.3.2.6. В случае конструктивного, электрического или функционального совмещения (объединения) измерительных частей каналов защиты с измерительными частями каналов контроля в проекте КС должно быть показано, что такое совмещение не влияет на способность A3 выполнять функции безопасности.
3.3.2.7. Скорость ввода положительной реактивности при взводе РО A3 не должна превышать 0,07Bэфф/C.
3.3.2.8. Управляющая система безопасности должна как минимум исключать взвод РО A3 в случае, если:
1) внешний источник нейтронов не находится в положении, определенном в проекте КС (положение внешнего источника может быть уточнено в рабочей программе экспериментов);
2) РО РР, РО АР и РО КР не находятся на нижних концевиках;
3) имеются предупредительные сигналы по параметрам технологических систем.
3.3.2.9. При необходимости взвода РО A3 при не полностью введенных в активную зону критической сборки РО КР в проекте КС должны быть обоснованы необходимость и безопасность такого взвода РО A3.
3.3.2.10. Управляющая система безопасности должна обеспечить срабатывание A3 как минимум в следующих случаях:
1) достижения уставки A3 по любому из трех каналов защиты, указанных в пункте 3.3.2.3;
2) неисправности или неработоспособном состоянии любого из трех каналов защиты, указанных в пункте 3.3.2.3;
3) достижения уставок A3 по параметрам технологических систем;
4) появления сигналов от экспериментальных устройств, требующих останова КС;
5) при инициировании персоналом срабатывания A3 соответствующими кнопками;
6) отказа электроснабжения СУЗ, в том числе в блоках питания детекторов потока нейтронов каналов контроля или каналов защиты.
3.3.2.11. При использовании на КС импульсного нейтронного генератора, быстро перемещаемого источника нейтронов и других устройств, изменяющих плотность потока нейтронов и могущих привести к срабатыванию A3 по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов, но не изменяющих реактивность, допускается временное отключение (блокирование) аварийного сигнала по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов при условии одновременного выполнения следующих требований:
1) отключение (блокировка) осуществляется с пункта управления КС кнопкой, обеспечивающей запрет на увеличение реактивности любым способом;
2) на пункте управления КС обеспечена сигнализация отключения (блокировки) сигнала A3 по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов.
3.3.2.12. Должна быть предусмотрена диагностика каналов защиты с выводом информации об отказах на пункт управления КС.
3.3.2.13. Выбранные уставки и условия срабатывания A3 должны предотвращать нарушения пределов безопасной эксплуатации, при этом:
1) аварийная уставка по уровню плотности потока нейтронов не должна превышать 120% от значения, соответствующего максимально разрешенной мощности;
2) аварийная уставка по периоду увеличения плотности потока нейтронов должна быть не менее 10 с.
3.3.2.14. Управляющая система безопасности должна вырабатывать на пункт управления КС аварийные световые и звуковые сигналы, информирующие оператора о срабатывании A3.
3.3.2.15. Должна быть предусмотрена возможность аварийного останова КС от кнопок A3, расположенных в пункте управления КС и в помещении критической сборки.
3.3.2.16. Должна быть предусмотрена аварийная сирена для оповещения персонала о возникновении ядерной аварии.
4. Обеспечение ядерной безопасности при вводе в эксплуатацию и при эксплуатации критического стенда
4.1. Общие требования
4.1.1. В соответствии с установленным в эксплуатирующей организации порядком должны быть определены права и обязанности должностных лиц и структурных подразделений эксплуатирующей организации в обеспечении ядерной безопасности КС, а также назначены начальник КС, начальники смен (дежурные научные руководители), операторы (инженеры) пункта управления КС и при необходимости контролирующие физики, при этом в должностных инструкциях должны быть определены их права и обязанности в обеспечении ядерной безопасности КС.
4.1.2. К проведению контрольного физического пуска и дальнейшей эксплуатации КС, включая экспериментальные исследования, ремонт и техническое обслуживание КС, наряду с персоналом КС, могут привлекаться работники других подразделений и организаций. Эксплуатирующей организации следует обеспечить выпуск организационно-распорядительных документов, определяющих порядок допуска к работе, права и обязанности привлекаемых работников.
4.1.3. Эксплуатирующей организацией должен быть утвержден перечень положений и инструкций, действующих на КС, обеспечены разработка и наличие на КС необходимой документации, включая графики проведения планово-предупредительных и ремонтных работ для систем, важных для безопасности, и графики проведения испытаний и проверок работоспособности систем безопасности КС. Рекомендации по содержанию перечня документации КС в части, касающейся обеспечения ядерной безопасности, приведены в приложении 1.
4.1.4. Эксплуатация КС должна проводиться согласно руководству по эксплуатации КС, инструкциям по эксплуатации систем КС, инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании ядерного топлива на КС, в которых должны быть отражены меры по обеспечению ядерной безопасности.
Указанные документы должны корректироваться с учетом полученного опыта эксплуатации КС, введения в действие новых нормативных документов, внесения изменений в технологические системы и оборудование КС и пересматриваться не реже одного раза в пять лет.
4.1.5. Эксплуатирующая организация должна обеспечить своевременное ознакомление персонала со всеми изменениями, вносимыми в документацию КС, в том числе с изменениями, внесенными в отчет по обоснованию безопасности КС (далее - ООБ КС) и в руководство по эксплуатации КС по результатам контрольного физического пуска.
4.1.6. Технология выполнения постоянно повторяющихся на КС ядерно-опасных работ, когда известно экспериментально определенное изменение реактивности при проведении этих работ, может быть внесена в эксплуатационную документацию КС.
4.1.7. Достаточность используемых на КС организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности должна быть обоснована в ООБ КС.
4.2. Ввод в эксплуатацию критического стенда
4.2.1. После приемки эксплуатирующей организацией помещений, систем и оборудования КС в эксплуатацию готовность КС к проведению контрольного физического пуска должна быть проверена комиссией по ядерной безопасности, назначенной приказом эксплуатирующей организации.
4.2.2. Комиссия по ядерной безопасности проверяет:
1) выполнение требований общей и частных программ обеспечения качества при сооружении КС и проведении пусконаладочных работ;
2) наличие протоколов испытаний систем КС и актов об окончании пусконаладочных работ;
3) выполнение установленных организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности КС;
4) готовность персонала к началу работ по программе контрольного физического пуска КС, в том числе результаты аттестации персонала по ядерной и радиационной безопасности.
4.2.3. После устранения недостатков, отмеченных комиссией по ядерной безопасности, эксплуатирующая организация должна издать приказ о проведении контрольного физического пуска КС.
4.2.4. Работы по контрольному физическому пуску КС должны выполняться в объеме программы контрольного физического пуска, утвержденной эксплуатирующей организацией.
4.2.5. В программе контрольного физического пуска КС должны быть определены порядок загрузки активной зоны критической сборки ядерным топливом, порядок достижения критического состояния, последовательность проведения экспериментальных исследований, а также меры по обеспечению ядерной безопасности на каждом из этапов контрольного физического пуска.
4.2.6. Загрузка ядерного топлива в активную зону критической сборки должна начинаться с введения в критическую сборку внешнего источника нейтронов, проверки срабатывания РО A3 и последующего поочередного их взведения.
4.2.7. На приборах A3 должны быть выставлены минимальные уставки защиты по плотности потока нейтронов и скорости увеличения плотности потока нейтронов.
4.2.8. Загрузка ядерного топлива в активную зону критической сборки и последующий выход в критическое состояние должны сопровождаться построением кривых обратного счета по показаниям не менее чем двух каналов контроля плотности потока нейтронов, при этом не менее двух кривых обратного счета должны иметь "безопасный ход" и должны соблюдаться следующие требования:
1) первая порция загружаемого ядерного топлива не должна превышать 10% от проектного значения загрузки, соответствующей критическому состоянию;
2) вторая порция должна загружаться после снятия показаний с приборов контроля плотности потока нейтронов и не должна превышать первую;
3) каждая последующая порция загружаемого ядерного топлива не должна превышать 1/4 величины, оставшейся до минимального экстраполируемого по кривой обратного счета значения загрузки, соответствующей критическому состоянию;
4) при достижении значения Кэфф ~ 0,98 (коэффициент умножения нейтронов ~ 50) должна проводиться оценка эффективности РО СУЗ.
Кривые обратного счета должны строиться и после загрузки ядерного топлива в случае, если загрузка осуществлялась в "сухую" критическую сборку и критическое состояние достигается при определенном уровне замедлителя.
4.2.9. Дальнейшую загрузку и последующий выход в критическое состояние разрешается проводить одним из двух способов:
1) в случае недистанционного набора критической массы:
реактивность критической сборки должна быть уменьшена посредством введения РО СУЗ настолько, чтобы по абсолютному значению превысить не менее чем в 2 раза планируемое приращение реактивности;
произвести запланированную дозагрузку, после чего персонал должен покинуть помещение критической сборки, при этом техническими средствами должна быть исключена возможность увеличения реактивности любым дистанционно управляемым устройством при открытой двери помещения критической сборки;
дистанционно, при шаговом увеличении реактивности на величину не более 0,3Bэфф, увеличивать реактивность с помощью РО КР и РО РР до выхода критической сборки в критическое состояние;
если критическое состояние не достигнуто, повторить предыдущие операции;
2) в случае использования дистанционно управляемых загрузочных устройств загрузка должна осуществляться порциями величиной не более 0,3Bэфф со скоростью приращения реактивности не более 0,03Bэфф/С.
4.2.10. После окончания контрольного физического пуска комплектующие элементы активной зоны, в том числе ядерное топливо, замедлитель и элементы отражателя, не использованные при формировании критической сборки, должны быть переданы на хранение с целью исключения их несанкционированного использования, если их дальнейшее использование рабочей программой экспериментов не предполагается.
4.2.11. По результатам контрольного физического пуска должен быть оформлен акт.
4.2.12. На основании проекта КС и акта по результатам контрольного физического пуска должен быть оформлен паспорт КС. Паспорт КС должен отражать установленные в проекте основные параметры критических сборок, предполагаемых к исследованию на КС, состав и характеристики систем безопасности, а также экспериментально подтвержденные или уточненные по результатам контрольного физического пуска численные значения эксплуатационных пределов, обеспечивающих безопасность КС. Рекомендуемая форма паспорта КС приведена в приложении 2.
4.2.13. Системы, важные для безопасности КС, и параметры КС должны соответствовать паспорту КС; в противном случае паспорт должен переоформляться.
4.2.14. С учетом изменений, внесенных в проект КС в процессе ввода КС в эксплуатацию, должна быть проведена корректировка эксплуатационной документации и ООБ КС, после чего приказом эксплуатирующей организации КС должен быть введен в эксплуатацию.
4.3. Эксплуатация критического стенда
4.3.1. Режим пуска и работы на мощности
4.3.1.1. Эксплуатация КС в режиме пуска и работы на мощности должна проводиться в объеме принципиальной программы экспериментов, утвержденной эксплуатирующей организацией, и при условии соответствия параметров и технических характеристик КС паспортным данным.
4.3.1.2. В соответствии с принципиальной программой экспериментов на определенный этап или вид работ должны быть разработаны рабочие программы экспериментов. Рабочие программы экспериментов должны содержать:
1) перечень и методики экспериментальных работ;
2) расчетные оценки критических параметров и оценки ожидаемых эффектов реактивности;
3) меры по обеспечению ядерной безопасности.
4.3.1.3. Организация работ в смене при эксплуатации КС в режиме пуска и работы на мощности и порядок проведения экспериментов должны быть изложены в руководстве по эксплуатации КС.
4.3.1.4. При эксплуатации КС в режиме пуска и работы на мощности в составе смены должны быть как минимум начальник смены (дежурный научный руководитель) и оператор (инженер) пункта управления КС.
4.3.1.5. Включение контролирующего физика в состав смены не обязательно, если при проведении экспериментов на критической сборке с ожидаемым запасом реактивности не более 0,7Bэфф изменение реактивности осуществляется только дистанционным перемещением РО СУЗ и экспериментальных устройств, эффективности которых ранее определены экспериментально. Перечень работ, которые выполняются без включения в состав смены контролирующего физика, должен быть определен в руководстве по эксплуатации КС.
4.3.1.6. Программа на смену должна содержать:
1) последовательность и технологию выполнения работ;
2) технические и организационные меры по обеспечению безопасности работ;
3) расчетные (экспериментальные) оценки эффектов реактивности от проводимых работ и ожидаемое значение Кэфф (подкритичности) после их окончания;
4) разрешенные уровни мощности критической сборки и разрешенный минимальный период увеличения мощности;
5) персональный состав смены.
4.3.1.7. Оператор (инженер) пункта управления КС обязан проверить работоспособность систем КС, в том числе работоспособность системы A3.
Методика и объем проверки работоспособности систем КС должны быть изложены в руководстве по эксплуатации КС. Работоспособность каналов контроля мощности и каналов защиты должна проверяться с использованием источника нейтронов.
4.3.1.8. После проверки работоспособности систем КС в оперативном журнале смены должна быть сделана запись о результатах проверки работоспособности системы A3, величинах выставленных уставок A3, состоянии радиационной обстановки и о готовности КС к работе.
4.3.1.9. Вывод критической сборки на мощность, как правило, должен проводиться с периодом не менее 20 с.
4.3.1.10. В случае необходимости проведения экспериментальных исследований на КС с периодом увеличения мощности критической сборки менее 20 с в рабочей программе должна быть обоснована необходимость таких работ, а в программе на смену должны быть определены дополнительные меры по обеспечению ядерной безопасности.
4.3.1.11. Если приборы контроля параметров критической сборки дают противоречивые показания, критическая сборка должна быть немедленно приведена в подкритическое состояние для выяснения причин расхождения.
4.3.1.12. Если во время эксперимента выявились обстоятельства, не учтенные программой на смену, эксперимент должен быть остановлен, а программа на смену и при необходимости рабочая программа экспериментов должны быть уточнены и заново утверждены.
4.3.1.13. Узлы и детали критической сборки, не используемые в проводимом эксперименте, должны находиться в местах хранения, исключающих их несанкционированное использование.
4.3.1.14. Повторный набор критической массы на критической сборке, критические параметры которой были определены экспериментально ранее, допускается производить до Кэфф ~ 0,98 порциями (шагами), определенными в программе на смену. Дальнейшая загрузка активной зоны должна производиться в соответствии с пунктом 4.2.9.
4.3.1.15. Набор критической массы в случае изменения геометрии или материального состава активной зоны или отражателя после модернизации или модификации критической сборки КС должен проводиться с учетом требований пунктов 4.2.8, 4.2.9.
4.3.1.16. Режим пуска и работы на мощности считается завершенным после обеспечения не менее 2% подкритичности (Кэфф ё 0,98) критической сборки, отключения электропитания исполнительных механизмов РО СУЗ, экспериментальных и загрузочных устройств и других средств воздействия на реактивность.
4.3..1.17. При аварии на КС персонал смены должен руководствоваться планом мероприятий (инструкцией) по защите работников (персонала) в случае аварии на КС, определяющим действия работников (персонала) при возникновении аварии на КС, где одним из первоочередных действий должно предусматриваться приведение критической сборки в подкритическое состояние любым из возможных дистанционных способов (если это не произошло автоматически).
4.3.1.18. В случае аварии на КС запрещается вскрывать аппаратуру СУЗ и менять уставки A3 до получения соответствующего распоряжения руководства эксплуатирующей организации.
4.3.2. Режим временного останова
4.3.2.1. При эксплуатации КС в режиме временного останова на критической сборке должно быть обеспечено не менее 2% подкритичности (Кэфф ё 0,98), вне зависимости от положения РО A3.
4.3.2.2. Все работы в помещении критической сборки после перевода КС в режим временного останова, включая работы по техническому обслуживанию, плановому ремонту, испытаниям и проверке работоспособности систем, важных для безопасности, и оснащению КС новыми экспериментальными устройствами, должны выполняться сменным и (или) ремонтным персоналом под руководством начальника смены и согласно программе на смену, оформленной в оперативном журнале.
4.3.2.3. После завершения работ по техническому обслуживанию, ремонту или замене элементов систем, важных для безопасности, должны быть проверены их работоспособность и соответствие характеристик проектным значениям.
4.3.2.4. При проведении на критической сборке ядерно-опасных работ должен обеспечиваться контроль уровня мощности и скорости увеличения мощности, при этом РО A3 должны быть взведены и на приборах A3 должны быть выставлены минимальные уставки по плотности потока нейтронов и скорости изменения плотности потока нейтронов.
4.3.2.5. Ситуации, когда ядерно-опасные работы на критической сборке проводятся без взвода РО A3, должны быть определены в руководстве по эксплуатации КС, при этом в обязательном порядке должен быть обеспечен контроль состояния критической сборки по каналам управляющей системы нормальной эксплуатации.
4.3.2.6. Если работы на КС не связаны с изменением запаса реактивности критической сборки или имеется экспериментальное подтверждение того, что планируемые работы приведут к уменьшению запаса реактивности, то назначение смены не обязательно, но работы в помещении критической сборки должны выполняться в присутствии не менее чем двух работников с регистрацией в оперативном журнале смены факта посещения помещения критической сборки и исполнителей работ.
4.3.3. Режим длительного останова
4.3.3.1. До принятия решения о переводе КС в режим длительного останова эксплуатирующая организация должна разработать мероприятия, проведение которых обеспечивает безопасность КС в этом режиме и предотвращает преждевременную потерю работоспособности элементов систем, важных для безопасности, в том числе коррозию оболочек тепловыделяющих элементов и корпусов тепловыделяющих сборок, находящихся в критической сборке или в хранилищах.
4.3.3.2. До начала эксплуатации КС в режиме длительного останова должно быть обеспечено не менее чем 5% подкритичности КС (Кэфф ё 0,95) и исключена возможность подачи электропитания на исполнительные механизмы РО СУЗ, экспериментальных и загрузочных устройств.
4.3.3.3. Режим длительного останова КС должен вводиться приказом эксплуатирующей организации.
4.3.3.4. Объем и периодичность контроля состояния КС, находящегося в режиме длительного останова, должны быть определены в руководстве по эксплуатации КС.
4.3.3.5. Порядок подготовки КС, находящегося в режиме длительного останова, к эксплуатации в режиме пуска и работы на мощности должен быть определен специальной программой.
4.3.4. Режим окончательного останова
4.3.4.1. В режиме окончательного останова КС эксплуатирующая организация должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке КС к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны критической сборки и вывоз ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки КС.
4.3.4.2. До утверждения руководителем эксплуатирующей организации акта о выполнении работ по вывозу ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки КС сокращение объема технического обслуживания и численности персонала КС не допускается.
4.4. Обращение с ядерными материалами
4.4.1. Ядерные материалы на КС должны храниться в помещениях, определенных проектом КС и удовлетворяющих требованиям действующих правил безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах атомной энергетики.
4.4.2. Все работы с ядерными материалами на КС должны проводиться в присутствии не менее чем двух работников.
4.4.3. При хранении ядерных материалов во временных (оперативных) и постоянных хранилищах должно быть обеспечено фиксированное размещение твэлов, тепловыделяющих сборок, контейнеров с ядерными материалами и т.п., исключающее возможность их непреднамеренного перемещения и обеспечивающее
Кэфф ё 0,95 при нормальной эксплуатации и при исходных событиях проектных аварий, определенных проектом КС (в том числе и при затоплении хранилища водой).
4.4.4. В проекте КС должно быть обеспечено и в ООБ КС представлено обоснование отсутствия влияния временного хранилища, размещенного в помещении критической сборки, на размножающие свойства критической сборки.
4.4.5. На КС, где по условиям экспериментов требуется проводить комплектацию и (или) перекомплектацию тепловыделяющих сборок, должны быть оборудованы соответствующие рабочие места для выполнения этих работ. При необходимости эти рабочие места должны быть оборудованы системой аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления.
4.4.6. Порядок проведения работ с ядерным топливом и меры по обеспечению ядерной безопасности как хранилищ ядерного топлива, так и мест комплектации и (или) перекомплектации тепловыделяющих сборок должны быть определены в инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, транспортировании и перегрузке ядерного топлива на КС и должны соответствовать требованиям, установленным в нормативных документах, касающихся обеспечения ядерной безопасности при обращении с ядерными материалами.
5. Порядок внесения изменений в системы (элементы), важные для безопасности критического стенда
5.1. В обоснование предполагаемых изменений систем (элементов), важных для безопасности КС, эксплуатирующая организация должна провести анализ, направленный на выявление исходных событий возможных аварий, обусловленных намечаемыми изменениями КС, и, с учетом нового перечня исходных событий проанализировать безопасность КС.
5.2. По результатам анализа (см. пункт 5.1) необходимо провести классификацию предстоящих изменений с отнесением их к одной из следующих категорий:
1) реконструкция - изменения систем (элементов), важных для безопасности, которые влекут за собой изменение установленных ранее проектом КС перечня исходных событий проектных аварий и перечня запроектных аварий, а также перечня и значений пределов и условий безопасной эксплуатации, которые требуют разработки нового ООБ КС;
2) модернизация - изменения в системах и элементах КС, которые требуют корректировки пределов и условий безопасной эксплуатации КС и внесения изменений в ООБ КС (замена отдельных или установка дополнительных систем и (или) элементов);
3) модификация (перестройка или замена) критической сборки с учетом параметров критических сборок, предусмотренных проектом КС и обоснованных в ООБ КС;
4) изменения в системах и элементах, важных для безопасности, не изменяющие установленные пределы и условия безопасной эксплуатации КС;
5) изменения, не оказывающие влияния на безопасность КС.
5.3. При реконструкции КС должен быть разработан проект КС, при этом проектирование и ввод в эксплуатацию реконструируемого КС должны проводиться в порядке, установленном для вновь сооружаемого КС.
5.4. Модернизация КС должна предусматривать следующие основные стадии:
1) разработка изменений проектно-конструкторской документации КС и их согласование (при необходимости) с разработчиками проекта КС;
2) внесение изменений в ООБ КС;
3) изготовление, монтаж и испытания оборудования;
4) внесение изменений в эксплуатационную документацию;
5) подготовка персонала.
5.5. Модификация (перестройка или замена) критической сборки, предусмотренная проектом КС и обоснованная в ООБ КС, должна проводиться в соответствии с порядком, установленным в эксплуатирующей организации.
5.6. Изменения, связанные с заменой сменных элементов конструкции, систем и экспериментальных устройств, должны вноситься в соответствии с процедурой, предусмотренной проектом КС и руководством по эксплуатации КС, и при условии, что эта замена не изменит пределы и (или) условия безопасной эксплуатации и будет соответствовать результатам анализа последствий возможных аварий, рассмотренных в ООБ КС.
5.7. Внесение изменений, не оказывающих влияния на безопасность КС, должно проводиться согласно установленному в эксплуатирующей организации порядку, при этом в документации КС должны быть отражены все вносимые изменения и обосновано отнесение их к категории изменений, не влияющих на безопасность.
6. Контроль соблюдения правил
Эксплуатирующая организация должна обеспечить постоянный контроль соблюдения Правил и не реже одного раза в год проверять состояние ядерной безопасности КС комиссией по ядерной безопасности. Результаты проверки должны отражаться в годовом отчете по оценке состояния ядерной и радиационной безопасности КС.
1. Технический проект и другая техническая документация КС, включая описания, паспорта, чертежи и схемы систем и элементов, важных для безопасности.
2. Перечень нормативных документов по безопасности объектов использования атомной энергии, распространенных на КС.
3. Отчет по обоснованию безопасности КС.
4. Программа контрольного физического пуска КС.
5. Акт по результатам контрольного физического пуска.
6. Рабочие программы экспериментов.
7. Общая и частные программы обеспечения качества для КС.
8. Руководство по эксплуатации КС.
9. Инструкции по эксплуатации систем и оборудования КС.
10. План мероприятий (инструкция) по защите работников (персонала) в случае аварии на КС.
11. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при хранении, транспортировании и перегрузке ядерного топлива на КС.
12. Оперативная документация (оперативный журнал смены, журналы картограмм загрузки активной зоны и т.д.).
13. Акт завершения пусконаладочных работ на КС.
14. Акты и протоколы периодических испытаний систем КС, важных для безопасности.
15. Акты комиссии по ядерной безопасности.
16. Приказ руководителя эксплуатирующей организации о вводе в эксплуатацию КС.
17. Должностные инструкции персонала КС.
18. Перечень действующих на КС положений и инструкций.
19. Протоколы аттестации сменного персонала КС.
20. Приказы (выписки из приказов) о назначении на должности персонала КС.
21. Разрешения на право ведения персоналом работ в области использования атомной энергии.
ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА
ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
Утверждены
постановлением Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от 01.01.01 г. № 4
НП-082-07
Москва 2007
УДК 621.039
ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ
НП-082-07
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору
Москва, 2006
Настоящие федеральные нормы и правила "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций " определяют требования к обеспечению ядерной безопасности реакторных установок атомных станций при проектировании, конструировании, сооружении и эксплуатации.
Выпущены взамен Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС-89 с изменением № 1 и раздела 4 Правил ядерной безопасности атомных станций ПБЯ-04-741.
Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 01.01.01 г. № 4 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 21 января 2008 г. регистрационный № 000.
Перечень сокращений |
|||
Термины и определения |
|||
Назначение и область применения |
|||
Требования обеспечения ядерной безопасности, предъявляемые к реактору и другим системам, важным для безопасности |
|||
Общие требования |
|||
Активная зона и элементы ее конструкции |
|||
Системы управления и защиты |
|||
Общие требования |
|||
Система аварийной защиты |
|||
Управление нейтронным потоком и реактивностью |
|||
Управляющие системы нормальной эксплуатации и управляющие системы безопасности |
|||
Контур теплоносителя РУ (первый контур) |
|||
Системы аварийного охлаждения активной зоны |
|||
Устройства перегрузки и порядок проведения перегрузки активной зоны |
|||
Устройства перегрузки |
|||
Порядок проведения перегрузки |
|||
Обеспечение ядерной безопасности при вводе блока АС в эксплуатацию |
|||
Физический пуск реактора |
|||
Энергетический пуск блока АС |
|||
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации |
|||
Контроль соблюдения правил |
|||
Приложение. | Пределы повреждения твэлов и требования к коэффициентам реактивности для АС с наиболее распространенными в России типами РУ |
ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ
аварийная защита |
||
атомная станция |
||
реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем |
||
блочный пункт (щит) управления |
||
водо-водяной энергетический реактор |
||
контроль герметичности оболочки |
||
отчет по обоснованию безопасности |
||
предупредительная защита |
||
реактор большой мощности канальный |
||
резервный пункт (щит) управления |
||
реакторная установка |
||
система, важная для безопасности |
||
система управления и защиты |
||
тепловыделяющая сборка |
||
тепловыделяющий элемент |
||
управляющие системы безопасности |
||
управляющие системы нормальной эксплуатации |
||
энергетическая графитовая петельная реакторная установка |
ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
В целях настоящего документа используются следующие термины и определения.
1. Аварийная защита :
- функция безопасности, заключающаяся в быстром переводе реактора в подкритическое состояние и в поддержании его в подкритическом состоянии; комплекс систем безопасности, выполняющий функцию АЗ.
2. Активная зона – часть реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления и передачи энергии теплоносителю.
3. Группа рабочих органов СУЗ – один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению в целях одновременного совместного перемещения и воздействия на реактивность.
4. Диагностика – функция контроля, целью которой является определение состояния работоспособности (неработоспособности) или исправности (неисправности) диагностируемого объекта.
5. Извлечение средств воздействия на реактивность – такое перемещение или изменение состояния средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности (введение средств воздействия на реактивность приводит к вводу отрицательной реактивности).
6. Исполнительный механизм СУЗ – устройство, состоящее из привода, рабочих органов и соединительных элементов и предназначенное для изменения реактивности реактора.
7. Канал контроля – совокупность датчиков, линий связи, средств обработки сигналов и (или) представления параметров, предназначенных для обеспечения контроля в заданном проектом объеме.
8. Комплект аппаратуры АЗ – аппаратура системы управления и защиты, выполняющая в заданном проектом РУ объеме функции контроля и управления АЗ.
9. Максимальный запас реактивности – реактивность, которая может реализовываться в реакторе при удалении из активной зоны всех средств воздействия на реактивность и извлекаемых поглотителей для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения.
10. Максимальный проектный предел повреждения твэлов – допустимые значения параметров и характеристик твэлов в условиях проектных аварий, превышение которых может приводить к разрушению твэлов.
11. Перегрузка активной зоны (перегрузка) – ядерно-опасные работы на РУ по загрузке, извлечению и перемещению ТВС (твэлов), средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, в целях их ремонта, замены и демонтажа.
12. Повреждение твэла – нарушение хотя бы одного из установленных для твэлов проектных пределов повреждения.
13. Предупредительная защита – функция, выполняемая управляющей системой нормальной эксплуатации блока АС, для предотвращения срабатывания аварийной защиты и (или) нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации.
14. Привод СУЗ – устройство, предназначенное для изменения положения механического рабочего органа СУЗ и его удержания в фиксированном положении.
15. Рабочий орган АЗ – средство воздействия на реактивность, используемое в АЗ.
16. Рабочий орган СУЗ – средство воздействия на реактивность, используемое в СУЗ.
17. Разгерметизация твэла – повреждение твэла с нарушением целостности оболочки твэла типа газовой неплотности или прямого контакта ядерного топлива с теплоносителем.
18. Разрушение твэла – нарушение целостности конструкции твэла, в результате которой твэл утрачивает геометрию, обеспечивающую его проектное охлаждение.
19. Реакторная установка – комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами АС. Границы РУ устанавливаются для каждой АС в проекте.
20. Сигнал АЗ – сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры АЗ с целью инициировать срабатывание рабочих органов АЗ и поступающий в средства регистрации, а также на БПУ и РПУ для оповещения персонала.
21. Сигнал ПЗ – сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и управления для инициирования функций ПЗ и оповещения персонала о возможных нарушениях нормальной эксплуатации.
22. Система остановки реактора – система, предназначенная для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность.
23. Система управления и защиты – совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения , предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции деления.
Система управления и защиты – система, важная для безопасности, совмещающая функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящая из элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.
24. Средства воздействия на реактивность – технические средства, реализуемые в виде твердых, жидких или газообразных поглотителей (замедлителей, отражателей), изменением положения или состояния которых в активной зоне или отражателе обеспечивается изменение реактивности активной зоны реактора.
25. Тепловыделяющая сборка – машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции.
26. Тепловыделяющий элемент (твэл) – отдельная сборочная единица, содержащая ядерные материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для накопления нуклидов.
27. Тяжелое повреждение активной зоны реактора – запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть превышен предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.
28. Указатель положения рабочего органа СУЗ – устройство для определения положения рабочего органа СУЗ в активной зоне реактора.
29. Эквивалентная степень окисления оболочки – отнесенная к начальной толщине оболочки суммарная толщина эквивалентного слоя, который прореагировал бы с водяным паром в предположении, что весь местно-поглощенный кислород пошел на образование стехиометрического диоксида циркония ZrO2,. В случае разгерметизации оболочки учитывается окисление как наружной, так и внутренней поверхности оболочки.
1. НАЗНАЧЕНИЕ И ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
1.1. Настоящие Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций распространяются на все проектируемые, конструируемые, сооружаемые и эксплуатируемые АС.
1.2. Настоящие Правила устанавливают требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов РУ, а также организационные требования, направленные на обеспечение ядерной безопасности при проектировании, конструировании, сооружении и эксплуатации РУ и АС.
1.3. Настоящие Правила разработаны на основе требований общих положений обеспечения безопасности АС, а также опыта проектирования, конструирования, сооружения и эксплуатации АС и конкретизируют требования общих положений обеспечения безопасности АС в части обеспечения ядерной безопасности РУ и АС, за исключением требований к хранению и транспортированию ядерного топлива.
1.4. Ядерная безопасность РУ и АС определяется техническим совершенством проектов, требуемым качеством изготовления, монтажа, наладки и испытаний элементов и систем, важных для безопасности, их надежностью при эксплуатации, диагностикой технического состояния оборудования, качеством и своевременностью проведения технического обслуживания и ремонта оборудования, контролем и управлением технологическими процессами при эксплуатации, организацией работ, квалификацией и дисциплиной персонала.
1.5. Ядерная безопасность РУ и АС обеспечивается системой технических и организационных мер, предусмотренных концепцией глубокоэшелонированной защиты, в том числе за счет:
- использования и развития свойств внутренней самозащищенности; использования систем безопасности, построенных на основе принципов независимости, разнообразия и резервирования; единичного отказа; использования надежных, проверенных практикой технических решений и обоснованных методик, расчетных анализов и экспериментальных исследований; выполнения требований нормативных документов по безопасности РУ и АС, соблюдения требований проектов РУ и АС; устойчивости технологических процессов; реализации систем обеспечения качества на всех этапах создания и эксплуатации АС; формирования и внедрения культуры безопасности на всех этапах создания и эксплуатации АС.
2. ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ, ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К РЕАКТОРУ И ДРУГИМ СИСТЕМАМ, ВАЖНЫМ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ
2.1. Общие требования
2.1.1. Проектирование, сооружение и эксплуатация блока АС, а также конструирование и изготовление элементов РУ и АС должны осуществляться с соблюдением требований действующих нормативных документов по безопасности АС.
2.1.2. Сооружению АС должна предшествовать разработка проекта РУ и проекта АС. В проектах РУ и АС должны быть определены системы, важные для безопасности, их основные характеристики, надежность, срок службы, а также порядок их функционирования, условия эксплуатации, средства контроля и диагностики этих систем.
2.1.3. Изменение состава, конструкции и (или) характеристик РУ и ее систем, важных для безопасности, а также условий эксплуатации АС не может быть выполнено без внесения соответствующих изменений в проекты РУ и АС.
2.1.4. При разработке проекта РУ и (или) при модернизации активной зоны реактора с использованием новых конструкций ТВС, новых композиций ядерного топлива, совершенствовании СУЗ и других систем, важных для безопасности, должны быть выполнены необходимые стендовые и реакторные исследования. В проекте РУ должна быть показана достаточность проведенных исследований для доказательства выполнения критериев безопасности.
2.1.5. Для всех этапов жизненного цикла РУ и АС должны быть разработаны программы обеспечения качества.
2.1.6. В целях поддержания и подтверждения проектных характеристик системы (элементы) РУ и АС, важные для безопасности, должны проходить контроль и испытания в процессе изготовления, монтажа и наладки, а также периодическую проверку в процессе эксплуатации.
Проектами РУ и АС должны быть предусмотрены устройства, методики и периодичность проверок систем, важных для безопасности, на соответствие их проектным характеристикам, включая комплексное опробование (последовательности и времени прохождения сигналов, в том числе срабатывания АЗ, перехода на аварийные источники питания, обеспечения функций безопасности и т. д.).
Проектами РУ и АС должны быть определены перечни систем и элементов, работоспособность и характеристики которых проверяются на работающем или остановленном реакторе, с указанием состояния РУ и систем РУ и АС, важных для безопасности.
Устройства и методики проверки систем РУ и АС, важных для безопасности, и их элементов не должны влиять на безопасность АС.
2.1.7. Основным документом по обоснованию ядерной безопасности РУ является отчет по обоснованию безопасности АС (соответствующие разделы ООБ АС). Для АС, ООБ которых не разрабатывался, таким документом является действующее техническое обоснование безопасности (ТОБ) или отчет по углубленной оценке безопасности
(ОУОБ). Разработка ООБ АС осуществляется эксплуатирующей организацией при соблюдении соответствия ООБ АС проектам РУ и АС.
2.1.8. В проектах РУ и АС должны быть установлены и представлены в ООБ АС перечень исходных событий проектных аварий и перечень запроектных аварий, классификация проектных и запроектных аварий по частоте возникновения и по тяжести последствий, а также анализ проектных и запроектных аварий и их последствий. В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть аварии с тяжелым повреждением активной зоны.
2.1.9. При проектировании РУ следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение суммарной частоты тяжелого повреждения активной зоны не превышало 10-5 на реактор в год.
2.1.10. Проекты РУ и АС должны содержать анализ возможных отказов систем (элементов), важных для безопасности, с выделением опасных для РУ и АС отказов и оценкой их последствий на основе вероятностного и детерминистического анализа безопасности.
2.1.11. В проектах РУ и АС должны быть приведены и обоснованы эксплуатационные пределы и условия, пределы и условия безопасной эксплуатации, а также проектные пределы, установленные для проектных аварий.
2.1.12. В проектах РУ и АС каждой проектной аварии или группе аварий должны быть поставлены в соответствие проектные пределы для проектных аварий, которые не должны превышаться с учетом действия систем безопасности.
2.1.13. В проектах РУ и АС должно быть показано, что для проектных аварий с наиболее тяжелыми последствиями не превышается максимальный проектный предел повреждения твэлов.
Для остальных проектных аварий проектные пределы повреждения твэлов должны устанавливаться проектом РУ и иметь значения, меньшие максимального проектного предела повреждения твэлов.
Пределы повреждения твэлов для АС с наиболее распространенными типами РУ приведены в приложении.
Для проектируемых АС с другими типами РУ такие пределы должны быть обоснованы в проектах РУ и АС.
2.1.14. В проектах РУ и АС должен быть приведен перечень ядерно-опасных работ.
2.1.15. В проектах РУ и АС должны быть представлены перечни методик и программ, применяемых при обосновании безопасности и используемых в системах важных для безопасности. Используемые программы и методики должны быть верифицированы и аттестованы по установленным процедурам.
2.2. Активная зона реактора и элементы ее конструкции
2.2.1. Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы любые изменения реактивности при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приводили к нарушению соответствующих пределов повреждения твэлов.
Требования к коэффициентам реактивности реакторов АС с наиболее распространенными типами РУ приведены в приложении.
2.2.2. В проекте РУ должно быть показано, что при проектных авариях, связанных с быстрым увеличением реактивности, усредненная по поперечному сечению топливной таблетки (среднерадиальная) энтальпия топлива должна быть не выше предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных, а также исключено разрушение твэлов и ТВС. Для запроектных аварий должны быть приведены условия, при которых возможно разрушение части твэлов и ТВС.
2.2.3. В проекте РУ должно быть установлено соответствие между пределами повреждения твэлов и активностью теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам с учетом эффективности систем очистки теплоносителя.
2.2.4. Для обоснования выполнения требований к непревышению пределов безопасной эксплуатации по повреждению твэлов при нарушениях нормальной эксплуатации в проекте РУ должен быть выполнен анализ теплотехнической надежности активной зоны с обоснованием достаточности предусмотренных проектом РУ запасов.
2.2.5. Окисление оболочек твэлов в процессе эксплуатации РУ не должно приводить к их чрезмерному охрупчиванию. В проекте РУ должна быть обоснована (на основе экспериментальных данных) и приведена эквивалентная степень окисления оболочки твэлов при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
2.2.6. Для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем должно быть показано, что при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, образование пустот в натриевом теплоносителе исключено.
2.2.7. Конструкция и исполнение активной зоны и ее элементов, включая ТВС и твэлы, должны быть такими, чтобы при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не превышались соответствующие пределы повреждения твэлов с учетом:
- проектных режимов работы РУ, их количества и проектного протекания; силового (механического), теплового и радиационного воздействия на компоненты активной зоны; физико-химического взаимодействия материалов активной зоны и теплоносителя; предельных отклонений конструктивных, технологических характеристик и параметров процессов; ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружения, радиационной и температурной ползучести, а также старения материалов; влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на прочность и коррозионную стойкость твэлов; других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов активной зоны и целостность оболочек твэлов.
2.2.8. В проекте РУ и АС должна быть обоснована и обеспечена проектными техническими средствами возможность выгрузки поврежденных компонентов активной зоны после проектной аварии.
2.2.9. Активная зона и исполнительные механизмы СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание, выброс рабочих органов или их самопроизвольное расцепление с приводами СУЗ.
2.2.10. В проекте РУ должно быть показано, что при непредусмотренном перемещении наиболее эффективных одного или группы рабочих органов СУЗ не происходит повреждение твэлов с нарушением пределов безопасной эксплуатации с учетом срабатывания АЗ без одного наиболее эффективного рабочего органа АЗ.
2.2.11. При нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна исключаться возможность непредусмотренных перемещений и (или) деформаций элементов активной зоны, вызывающих увеличение реактивности и ухудшение теплоотвода, приводящих к повреждению твэлов сверх соответствующих проектных пределов.
2.2.12. В проектах РУ и АС должно быть показано и обосновано, что при сейсмических воздействиях, свойственных площадке блока АС, обеспечивается беспрепятственный ввод в активную зону рабочих органов регулирования и АЗ, а также надежный теплоотвод от активной зоны.
2.2.13. Характеристики активной зоны и средств воздействия на реактивность должны быть такими, чтобы введение в активную зону и (или) отражатель средств воздействия на реактивность для любой комбинации их расположения при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивало ввод отрицательной реактивности на любом участке их движения.
2.2.14. Конструкция ТВС должна быть такой, чтобы формоизменения твэлов и других элементов ТВС, возможные при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не вызывали перекрытие проходного сечения ТВС, приводящее к повреждению твэлов сверх соответствующих пределов, и не препятствовали нормальному функционированию рабочих органов СУЗ.
2.2.15. Конструкция ТВС должна иметь отличительные знаки, характеризующие нуклидный состав и обогащение ядерного топлива в твэлах, которые различаются визуально и (или) с помощью устройств перегрузки.
2.2.16. Твэлы различного обогащения, с выгорающим поглотителем в топливе, со смешанным топливом и т. п., специальные выгорающие поглотители в составе ТВС должны иметь отличительные знаки, которые различаются визуально и (или) с помощью промышленных средств контроля при сборке ТВС.
2.2.17. В проектах РУ и АС должны быть предусмотрены технические средства и методы контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном и (или) работающем реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных ТВС (твэлов), и установлены критерии для отбраковки негерметичных твэлов (ТВС). В проекте РУ и АС должны быть приведены и обоснованы методики, используемые для контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном и (или) работающем реакторе.
2.3. Системы управления и защиты
2.3.1. Общие требования
2.3.1.1. В состав РУ должны входить системы управления и защиты, предназначенные:
- для управления реактивностью активной зоны реактора и мощностью РУ; для контроля плотности нейтронного потока (мощности), скорости его изменения, технологических параметров, необходимых для защиты и управления реактивностью активной зоныреактора и мощностью РУ; для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии.
2.3.1.2. Состав, структура, характеристики и порядок работы СУЗ должны быть обоснованы в проекте РУ. Проект РУ должен содержать количественный анализ надежности, в котором должно быть представлено, что показатели надежности СУЗ соответствуют требованиям нормативных документов, регламентирующих такие показатели.
2.3.1.3. Проект РУ должен содержать анализ реакций СУЗ на внешние и внутренние воздействия (пожары, землетрясения, затопления, электромагнитные наводки и т. д.), на возможные неисправности и отказы (короткие замыкания, потерю качества изоляции, падение и наводки напряжения, ложные срабатывания, потери управления и т. д.), доказывающий отсутствие опасных для РУ реакций.
В случае выявления в процессе эксплуатации опасных для РУ реакций СУЗ, РУ должна быть остановлена и приняты меры по их исключению. Эксплуатирующая организация в установленном порядке должна обеспечить внесение соответствующих изменений в проект РУ.
МИНИСТЕРСТВО
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
Введены в действие
Приказом Министра
№ 737 от 14.12.96
ОСНОВНЫЕ ОТРАСЛЕВЫЕ
ПРАВИЛА
ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ,
ПЕРЕРАБОТКЕ, ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ЯДЕРНООПАСНЫХ
ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ
(ПБЯ-06-00-96)
Настоящие правила являются регламентирующим документом по обеспечению ядерной безопасности при обращении с ядерными материалами вне реактора (в системах, не оснащенных СУЗ): при использовании, переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов. Правила обязательны для всех организаций Минатома России, занятых проектированием, строительством , изготовлением и эксплуатацией объектов, оборудования, на которых используются, перерабатываются, хранятся, транспортируются ядерноопасные делящиеся материалы.
Правила согласованы Госатомнадзором России, Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России.
В составлении правил ПБЯ-06-00-96 принимали участие:
Внуков В.С., Дубовенко А.С., Кислов Л.И., Куликов В.И., Лебедев С.М., Максимкин И.Ф., Нежельский П.В., Николаев В.Е., Романов А.В., Рязанов Б.Г., Свиридов В.И., Слуцкер В.П., Стародубцев Г.С., Фролов В.В., Чванкин Е.В.
1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Безопасная, допустимая масса
Безопасная концентрация
Безопасный, допустимый объем
Безопасный, допустимый диаметр
Безопасная, допустимая толщина слоя
7.1.2 . По своему составу и содержанию материалы проекта завода, ядерноопасного участка, направляемые в ОЯБ ФЭИ должны включать:
7.1.2.1 . Раздел проекта «Обеспечение ядерной безопасности», выполненный в соответствии с п. настоящих Основных правил.
7.1.2.2 . Полное описание технологического процесса (технологическую часть пояснительной записки).
7.1.2.3 . Аппаратурно-технологические схемы, взаимосвязь оборудования с цеховыми коммуникациями.
7.1.2.4 . Схемы расположения датчиков систем аварийной сигнализации о возникновении СЦР, маршрутов аварийной эвакуации, расположение пунктов сбора персонала.
7.1.2.5 . Чертежи оборудования и его компоновки в объеме, необходимом для обоснования ядерной безопасности систем, оборудования.
7.1.3 . По своему составу и содержанию материалы проекта отдельных установок, оборудования, направленные в Отдел ядерной безопасности, должны включать:
7.1.3.1 . Чертежи оборудования и его размещения на ядерноопасном участке.
7.1.3.2 . Схемы обвязки аппаратов, взаимосвязи оборудования с цеховыми коммуникациями с пояснительной запиской, описание технологического процесса.
7.1.3.3 . Агрегатное состояние, плотности, изотопный состав или нуклидный и химические составы ядерноопасных делящихся материалов, наличие и состав замедлителей, отражателей, поглотителей и т. п. в объеме, необходимом для физического расчета систем.
7.1.3.4 . Предполагаемое значение параметров, обеспечивающих ядерную безопасность: безопасные (допустимые) массы, объемы, размеры, концентрации, плотность, содержание замедлителей и пр.
7.1.3.5 . Анализ возможных аварийных отклонений от нормального хода технологического процесса.
7.1.3.6 . Описание средств контроля параметров, обеспечивающих ядерную безопасность с указанием параметров, свойств и погрешностей средств измерений, схемы расположения точек контроля параметров ядерной безопасности.
7.1.4 . Организация-заказчик направляет в ОЯБ ФЭИ свои замечания на проект в части обеспечения ядерной безопасности.
7.1.5 . ОЯБ ФЭИ проводит экспертизу представленных материалов проекта с учетом замечаний заказчика, разрабатывает заключение на соответствие требованиям нормативных документов по ядерной безопасности и направляет все материалы в ДБЭЧС Минатома России.
7.1.6 . ДБЭЧС Минатома России рассматривает проектные материалы, утверждает заключение ОЯБ ФЭИ по проекту. Утвержденные заключения ОЯБ ФЭИ носят постоянный характер.
7.2 . ОЯБ ФЭИ проводит рассмотрение проектов на стадии технического проекта (проекта). В случае внесения в проект изменений, влияющих на условия ядерной безопасности, дополнительное согласование проводится на стадии рабочего проекта.
7.3 . Проекты на отдельное оборудование, установки, выполненные конструкторскими подразделениями организации и удовлетворяющие требованиям Отраслевых правил для отдельных видов производств или действующих заключений по ядерной безопасности, согласовываются в части ядерной безопасности со службой ядерной безопасности предприятия в установленном на предприятии порядке.
7.4 . При возникновении вопросов, решение которых не предусмотрено настоящими Основными правилами или Отраслевыми правилами для отдельных видов производств, другой действующей документацией, или имеется необходимость в изменении условий и ограничений ядерной безопасности, регламентированных действующими правилами, заключениями, руководящими документами, организация направляет запрос в ОЯБ ФЭИ, а при необходимости направляет запрос в Госатомнадзор России на изменение условий действия разрешения Госатомнадзора России на соответствующий вид деятельности.
7.4.2 . ОЯБ ФЭИ рассматривает представленные материалы и разрабатывает заключение с пояснением на основании каких данных оно подготовлено. При необходимости ОЯБ ФЭИ имеет право запросить дополнительные материалы, вызвать представителя для получения необходимой консультации.
Утвержденные заключения по ядерной безопасности являются наряду с настоящими правилами и Отраслевыми правилами для отдельных видов производств документами, используемыми для разработки проектной и эксплуатационной документации.
7.4.3 . Заключения, регламентирующие требования, условия ядерной безопасности на действующем производстве, утверждаются ДБЭЧС Минатома России.
7.4.4 . Заключения по ядерной безопасности, носящие предварительный (консультационный) характер, необходимые для вариантных проработок, направляются ОЯБ ФЭИ непосредственно заказчику. Технические решения, рабочие (технорабочие) проекты, разработанные на основании таких заключений, должны быть согласованы в соответствии с п. Основных правил.
7.5 . Предприятия имеют право обратиться в ДБЭЧС Минатома России с предложениями о внесении изменений и дополнений в действующие правила. В материалах предложений должны содержаться подробные обоснования предлагаемых изменений и дополнений.
7.6 . Изменения инструкций по ядерной безопасности, не выходящие за рамки правил для отдельных видов производств и заключений, согласовываются со службой ядерной безопасности предприятия и утверждаются главным инженером предприятия.
7.7 . Для нештатных работ, не предусмотренных в технологических регламентах и процессах, в инструкциях по ядерной безопасности должны быть разработаны специальные программы, извещения, которые согласовываются службой ядерной безопасности и утверждаются главным инженером организации.
В них должны быть определены безопасные условия выполнения работ на всех стадиях ее выполнения, указаны должностные лица, несущие персональную ответственность за выполнение этих условий, сроки действия документов.
7.8 . Госатомнадзором России проектная документация по ядерной безопасности рассматривается в установленном порядке.
В состав проектной документации, представляемой эксплуатирующей организацией в Госатомнадзор России для получения разрешения (лицензии) на право ведения работ в области использования атомной энергии, должны входить все заключения, утвержденные Минатомом России.
8.
ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК
И ПУНКТОВ ХРАНЕНИЯ
8.1 . Каждая организация, на которую распространяются Основные правила, должна иметь разрешение (лицензию) на право ведения работ в области использования атомной энергии, которое выдается Госатомнадзором России.
8.2 . Ввод в эксплуатацию (первая загрузка делящихся материалов) новых ядерных установок, пунктов хранения, их ядерноопасных участков, а также действующих ядерных установок, пунктов хранения, их ядерноопасных участков после их реконструкции, связанной с изменениями условий обеспечения ядерной безопасности, производится только после получения разрешения ДБЭЧС Минатома России.
8.3 . Проверка готовности производства в части ядерной безопасности перед вводом в эксплуатацию осуществляется:
рабочей комиссией организации с участием представителей территориальной инспекции Госатомнадзора России (по согласованию);
комиссией Минатома России. Комиссии Минатома России проводятся с участием представителей Госатомнадзора России (по согласованию).
8.4 . Рабочая комиссия назначается приказом по организации. Председателем комиссии назначается главный инженер или заместитель главного инженера (главный физик) организации.
8.5 . Рабочая комиссия проверяет:
8.5.1 . Соответствие рабочей документации (см. раздел ) требованиям Основных правил, заключений по ядерной безопасности и проекту.
8.5.2 . Соответствие монтажа технологического оборудования и коммуникаций, методов и средств контроля параметров ядерной безопасности, систем аварийной сигнализации проекту.
8.5.3 . Окончание пуско-наладочных работ и готовность оборудования к эксплуатации.
8.5.4 . Оформление и наличие нормативно-технической документации в соответствии с разделом Основных правил.
8.5.5 . Подготовленность персонала.
8.6 . Рабочая комиссия составляет акт, утверждаемый главным инженером организации; акт направляется в Министерство, ДБЭЧС Минатома России и Госатомнадзор России.
8.7 . Комиссия Минатома России проверяет готовность в части ядерной безопасности согласно документации и выборочно проверяет работоспособность узлов и систем. На основании этого комиссия составляет акт готовности производства к загрузке делящимися материалами.
Акт комиссии утверждается руководством Минатома России и является разрешением на загрузку.
ДБЭЧС Минатома России может выдавать разрешение на загрузку ядерноопасных делящихся материалов на основании акта рабочей комиссии организации о готовности производства.
8.8 . Руководитель организации отдает приказ о вводе производства в эксплуатацию только после получения разрешения ДБЭЧС Минатома России и Госатомнадзора России.
8.9 . Ввод в эксплуатацию отдельных установок, оборудования, аппаратов в действующих производствах в рамках лицензии (временного разрешения) на виды деятельности производится по решению руководства предприятия на основании акта проверки готовности производства, составленного рабочей комиссией предприятия с участием службы ядерной безопасности и привлечением территориальной инспекции Госатомнадзора России (по согласованию).
8.10 . О вводе в эксплуатацию отдельных установок и аппаратов предприятия информируют Минатом России и Госатомнадзор России в ежегодном отчете о состоянии ядерной безопасности.
9.
НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ
ПО ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
9.1 . Организации (предприятия), оговоренные в п. настоящих Основных правил, должны иметь следующие документы:
9.1.1 . Настоящие Основные правила.
9.1.2 . Правила, оговоренные в п. настоящих правил, по профилю работы организации.
9.1.3 . Материалы проекта, согласованные ДБЭЧС Минатома России в части ядерной безопасности.
9.1.4 . Заключения по ядерной безопасности.
9.1.5 . Инструкции по ядерной безопасности, составленные на основании документации по п.п. - и проектной документации.
Инструкции должны содержать следующие разделы:
технические, организационные мероприятия по обеспечению ядерной безопасности с указанием по всему тексту подлинного названия делящегося материала;
перечень аппаратов, в которые загружается или попадает в процессе эксплуатации ядерноопасный делящийся материал с указанием номера аппарата (установки), номера чертежа, типа аппарата («Б», «ПКЗ», «0»), нормы загрузки (накопления) или нормы концентрации, погрешности, с которой определяются указанные параметры, способ обеспечения указанных норм;
нормы закладок, порядок проведения зачисток, промывок оборудования и обследования его приборами контроля;
