Страница 91 из 94

Эксплуатация РУ должна соответствовать требованиям " Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (ПВЯ РУ АЭС-89), Административное руководство АЭС несет ответственность за обеспечение ядерной безопасности (ЯБ), организацию и проведение работ по обеспечению безопасного технического состояния РУ и АЭС и подготовленность персонала. Должностные лица и персонал АЭС несут ответственность за ЯБ в пределах, установленных должностными инструкциями.
Основным документом, определяющим ЯБ, является технологический регламент, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации АЭС, общий порядок выполнения операций, связанных с ЯБ, а также пределы и условия безопасной эксплуатации РУ.
Все ядерные реакторы АЭС должны иметь паспорта, оформляемые в Госатомнадзоре РФ. Состояние ЯБ на АЭС должно проверяться комиссией не реже одного раза в год.
Ядерно-опасные работы выполняются в соответствии с правилами ЯБ по специальным программам и методикам, в которых указываются цели этих работ, технические и организационные меры по обеспечению ЯБ, критерии и порядок контроля проведения работ, а также определяются руководители работ и контролирующие лица. Например, в программах по загрузке/выгрузке ТВС из активной зоны указываются требования, направленные на предотвращение незапланированной критичности или других ядерно-опасных ситуаций при обращении с ЯТ.
При эксплуатации АЭС система управления и защиты ЯР должна обеспечить:
пуск и перевод активной зоны ядерного реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации;
автоматическое поддержание заданного уровня мощности (интенсивности цепной реакции);
контроль нейтронного потока во всем диапазоне изменения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10- 7 до 120% номинального уровня, осуществляемый как минимум тремя независимыми между собой каналами измерения уровня плотности нейтронного потока с показывающими приборами (по крайней мере 2 из 3 каналов контроля должны быть оснащены записывающими устройствами);
контроль за изменением реактивности;
измерение нейтронной мощности (нейтронного потока) на любом уровне мощности тремя независимыми каналами с показывающими (самопишущими) приборами;
аварийную защиту ЯР на всех уровнях мощности независимо от наличия и состояния источников энергопитания;
надежное поддержание ЯР в подкритическом состоянии и средств контроля подкритичности активной зоны;
перекрытие не менее чем на один порядок измерений измеряемой величины при последовательном переходе с одной группы измерительных каналов на другую;
автоматическое снижение мощности РУ, предусмотренное проектом, при изменении технологических параметров или отключении действующего оборудования. При наличии на РУ нескольких видов аварийной защиты за аварийную защиту первого рода принимается самая быстродействующая защита, обеспечивающая аварийную остановку ЯР при возникновении аварии.
Электрическая схема управления движением органов СУЗ должна обеспечивать автоматический ввод поглотителей в ядерный реактор после срабатывания аварийной защиты (АЗ). Должно быть исключено введение положительной реактивности средствами воздействия на реактивность, предусмотренными техническим проектом РУ, если рабочие органы АЗ не приведены в рабочее положение. Скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ должна быть не более 0,07эф/с. Бели исполнительные органы имеют эффективность 0,70эф, то введение положительной реактивности должно быть шаговым с весом шага не более 0,3/эф.
Подкритичность активной зоны ядерного реактора в любой момент кампании после ввода рабочих органов АЗ в рабочее положение с введенными в активную зону остальными органами СУЗ должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным коэффициентом размножения.
Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов АЗ должны обеспечивать при любых аварийных ситуациях, включая выход из строя одного наиболее эффективного органа:
скорость снижения мощности ядерного реактора, достаточную для предотвращения повреждения оболочек твэлов;
приведение ЯР в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для введения других, более медленных органов СУЗ;
предотвращение образования локальных критических масс.
Вывод ЯР в критическое состояние и на мощность разрешается при выполнении следующих условий:

1. исполнительные органы АЗ должны находиться во взведенном состоянии;
2. органы автоматического регулирования (для канальных ядерных реакторов) должны находиться в промежуточном положении;
3. должен осуществляться контроль нейтронного потока и периода разгона ядерного реактора;
4. АЗ ЯР должна соответствовать требованиям по выполнению функций защиты;
5. в СУЗ должны быть включены все исполнительные органы;
6. САЭ должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к работе; должен иметься установленный инструкцией запас дизельного топлива;
7. система аварийного ввода жидкого поглотителя должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к действию; должны быть созданы установленный запас и концентрация жидкого поглотителя;
8. система сигнализации и блокировок должна быть опробована и находиться в рабочем состоянии;
9. должны быть исправными и находиться в состоянии готовности к действию САОР и CЛA.

Операции по достижению критического состояния ядерного реактора должны выполняться только по командам начальника смены АЭС или энергоблока.
Контроль за остановленным ядерными реакторами, когда в активной зоне находится ЯТ, должен осуществляться постоянно, в том числе при загрузке и перегрузке ядерного топлива. При этом обязательному контролю подлежат:
нейтронный поток;
скорость нарастания нейтронного потока (или реактивность);
концентрация поглотителя в теплоносителе (если проектом предусмотрена жидкостная система регулирования).
В случае возникновения на РУ аварийной ситуации должны быть выявлены и устранены причины ее возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ. Бели восстановление нормальной эксплуатации РУ невозможно, она должна быть остановлена. Эксплуатация РУ может быть продолжена только после выяснения и устранения причины возникновения аварийной ситуации по письменному распоряжению ГИС. Оператор (ВИУР) ЭБ имеет право и обязан самостоятельно остановить ядерный реактор в случаях, предусмотренных технологическим регламентом, и/или, если дальнейшая работа угрожает безопасности энергоблока (АЭС).
В ядерных реакторов, где перегрузка ядерного топлива осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ, она должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ и других средствах воздействия на реактивность, причем минимальная подкритичность ядерного реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. Если при этом реактивность компенсируется раствором жидкого поглотителя, его концентрация должна быть доведена до такого значения, при котором (с учетом возможных ошибок) обеспечивается подкритичность ядерного реактора не менее 0,02 (без учета введенных рабочих органов СУЗ). В этом случае техническими и организационными мерами должна быть исключена возможность подачи чистого конденсата в ядерный реактор и первый контур.
Перегрузка ядерного топлива на остановленном ядерном реакторе канального типа должна проводиться при взведенных органах АЗ, причем минимальная подкритичность ядерного реактора с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. На энергоблока, в которых перегрузка ТВС проводится при работе ядерного реактора на мощности, она осуществляется при обоснованных в проекте допустимых эксплуатационных режимах работы и наличии средств, эффективность которых достаточна для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок загрузки или непредусмотренных эффектов реактивности.
Все ядерно-опасные работы на АЭС проводятся по специальному техническому решению или по программе, утвержденной ГИС, как правило, на остановленном ядерном реакторе с подкритичностью не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.
Техническое решение (программа) на выполнение ядерно-опасных работ должна содержать:
цель проведения ядерно-опасных работ;
перечень ядерно-опасных работ;
технические и организационные меры по обеспечению ЯБ;
критерии и контроль правильности завершения ядерно-опасных работ;
указание о назначении ответственного лица за проведение ядерноопасных работ.
В инструкциях по эксплуатации систем и оборудования АЭС, регламентирующих эксплуатацию ядерных реакторов и процедуры обращения с ЯТ, должны быть отражены требования по обеспечению ЯБ.

Госпроматомнадзор СССР

Правила и нормы в атомной энергетике

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

ПНАЭ Г-1-024-90
(ПБЯ РУ АС-89)

Москва 1991

Комитет СССР по государственному надзору
за безопасным ведением работ в промышленности
и атомной энергетике (Госпроматомнадзор СССР)

Правила и нормы в атомной энергетике

Утверждены

постановлением

Госпроматомнадзора СССР

от 12.06.90 № 7

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ
(ПБЯ РУ АС-89)

ПНАЭ Г-1-024-90

Дата введения 01.09.90

Действует с изменением № 1 (см. постановление Госатомнадзора России от 27 декабря 1999 г. № 6). Изменены: Раздел «Основные определения» - пункты 38, 60, пункты 1.1, 1.4, 2.1.1, 2.1.2, 2.1.5, 2.1.8, 2.1.10, 2.1.16, 2.7.2.15, 3.1, 3.2, 3.3, 3.6, 3.9, 3.12, 3.13, 3.23, название раздела 4, 4.1,4.2, 4.5, 4.6, 4.10, Приложение. Внесен пункт 65 в раздел « Основные определения».

(Измененная редакция, Изм. № 1).

Москва 1991

Настоящие Правила являются обязательными для всех министерств, ведомств, предприятий и организаций при проектировании, сооружении и эксплуатации реакторных установок (РУ) атомных станций, а также при конструировании и изготовлении элементов РУ. Правила подготовлены Научно-техническим центром при Госпроматомнадзоре СССР.

Исполнители: В. С. ИОНОВ,

М. И. МИРОШНИЧЕНКО,

Н. И. СУЛХАНИШВИЛИ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЗ- аварийная защита

АС- атомная станция

АСТ- атомная станция теплоснабжения

БН- реактор на быстрых нейтронах

БШУ- блочный щит управления

ВВЭР- водо-водяной энергетический реактор

ОПБ- Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (нормативно-технический документ)

ПЗ- предупредительная защита

РБМК- реактор большой мощности канальный

РЩУ- резервный щит управления

СУЗ- системы управления и защиты

ТВС- тепловыделяющая сборка

Твэл- тепловыделяющий элемент

ТОБ- техническое обоснование безопасности

ОСНОВНЫЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Аварийная защита - функция безопасности, состоящая в быстром переводе активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержании ее в подкритическом состоянии; комплекс систем безопасности, выполняющий функцию АЗ.

2. Аварийная ситуация - состояние АС, характеризующееся нарушением пределов и/или условий безопасности эксплуатации, не перешедшее в аварию.

3. Административное руководство АС - должностные лица, которые наделены правами и обязанностями, а также несут ответственность за эксплуатацию АС.

4. 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 и передачи энергии теплоносителю.

5. Внутренняя самозащищенность РУ - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов.

2.3.2. Требования к АЗ

2.3.2.1. По крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию АЗ.

быстродействием, достаточным для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации при нарушениях нормальной эксплуатации;

эффективностью, достаточной для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержания ее в подкритическом состоянии при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. В случае, если эффективность АЗ недостаточна для длительного поддержания активной зоны в подкритическом состоянии, должно быть предусмотрено автоматическое подключение другой (других) системы (систем) остановки реактора, обладающей (обладающих) эффективностью, достаточной для поддержания активной зоны в подкритическом состоянии с учетом возможного высвобождения реактивности.

2.3.2.3. Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов.

2.3.2.4. Аварийная защита должна быть спроектирована так, чтобы начавшееся защитное действие было выполнено с учетом требований и обеспечивался контроль выполнения функций АЗ.

2.3.2.5. В техническом проекте РУ должны быть указаны порядок определения и устранения причин срабатывания АЗ, а также последовательность действий оперативного персонала при восстановлении рабочего состояния РУ после срабатывания АЗ.

2.3.2.6. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

2.3.2.7. Должно быть исключено введение положительной реактивности средствами воздействия на реактивность, предусмотренными техническим проектом РУ, если рабочие органы АЗ не приведены в рабочее положение. Рабочее положение рабочих органов АЗ и порядок их извлечения определяются в техническом проекте РУ.

2.3.2.8. При совмещении средствами воздействия на реактивность функций нормальной эксплуатации и АЗ в техническом проекте РУ разрабатывается и обосновывается порядок их функционирования. При этом должна быть обеспечена приоритетность функционирования АЗ.

2.3.2.9. Аппаратура АЗ должна состоять как минимум из двух независимых комплектов.

2.3.2.10. Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован так, чтобы во всем диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 10 -7 до 120% номинального обеспечивалась защита:

по уровню плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;

по скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.

2.3.2.11. В случае разбиения диапазона измерения плотности нейтронного потока на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одного десятичного порядка в единицах плотности нейтронного потока и автоматическое переключение поддиапазонов.

Должна быть предусмотрена возможность подключения записывающего устройства к каждому каналу контроля плотности нейтронного потока.

2.3.2.12. Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован так, чтобы во всем проектном диапазоне изменения технологических параметров РУ обеспечивалась АЗ не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

2.3.2.13. Допустимость объединения в каждом комплекте аппаратуры АЗ измерительных частей каналов контроля плотности нейтронного потока с измерительными частями каналов контроля скорости нарастания нейтронного потока должна быть обоснована в техническом проекте РУ.

2.3.2.14. Аварийная защита должна быть так отделена от систем контроля и управления, чтобы повреждение или вывод из работы любого элемента систем контроля и управления не влияли на способность АЗ выполнить свои функции.

2.3.2.15. Выход из строя в канале контроля элементов отображения, регистрации информации и диагностики не должен влиять на способность этого канала выполнять свои функции.

2.3.2.16. Должна быть предусмотрена возможность проверки формирования и времени прохождения сигналов АЗ по каждому из каналов и в целом по комплекту аппаратуры АЗ без срабатывания ее рабочих органов.

2.3.2.17. В АЗ должны быть предусмотрены автоматический контроль и диагностика исправности комплектов и каналов с выводом информации о неисправности и формированием сигналов АЗ по неисправности каналов или комплектов.

2.3.2.18. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и приведены методики метрологической аттестации и проверок аппаратуры АЗ.

2.3.2.19. Допустимость и условия вывода из работы одного комплекта или одного канала в комплекте аппаратуры АЗ должны быть обоснованы в техническом проекте РУ (про должительность, уровень мощности РУ, состояние других комплектов и др.).

2.3.2.20. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

2.3.2.21. Каждый комплект аппаратуры АЗ должен реализовываться на основе мажоритарной логики, которая выбирается на основе анализа надежности, приводимого в техническом проекте РУ. Минимальная мажоритарность 2 из 3. Управляющие сигналы каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам.

2.3.2.22. Перечень параметров, по которым необходимо осуществлять АЗ, уставки и условия срабатывания АЗ, а также время прохождения сигналов до рабочих органов АЗ должны быть обоснованы в техническом проекте РУ. Уставки и условия срабатывания АЗ должны выбираться так, чтобы предотвращать нарушение пределов безопасной эксплуатации.

2.3.2.23. В техническом проекте РУ должен быть приведен и обоснован перечень исходных событий, при которых требуется срабатывание АЗ. Срабатывание АЗ должно происходить как минимум в следующих случаях:

при достижении уставки АЗ по уровню плотности нейтронного потока;

при достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока (или реактивности);

при исчезновении напряжения в любом комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ;

при неисправности или нерабочем состоянии любых двух из трех каналов защиты по уровню или скорости нарастания плотности нейтронного потока в любом комплекте аппаратуры АЗ;

при достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту;

при нажатии кнопок, предназначенных для инициирования срабатывания АЗ.

2.3.2.24. При нарушении нормальной эксплуатации, когда не требуется срабатывание АЗ, допускается применение ПЗ.

2.3.2.25. Аварийная защита должна быть спроектирована так, чтобы с помощью технических средств исключалась возможность не предусмотренного проектом РУ и регламентом эксплуатации воздействия на элементы ввода и вывода из работы каналов АЗ и изменения уставок без оповещения персонала и срабатывания рабочих органов АЗ.

2.3.2.26. Выполнение функций АЗ реактора не должно зависеть от наличия и состояния источников энергопитания.

2.3.3. Требования к контролю и управлению нейтронным потоком и реактивностью

2.3.3.4. Каналы контроля плотности нейтронного потока должны быть оттарированы во всем проектном диапазоне изменения тепловой мощности реактора. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и определены методика и порядок проведения такой тарировки и ее периодичность в процессе эксплуатации РУ.

2.3.3.5. В случае разбиения диапазона измерения плотности нейтронного потока на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одного десятичного порядка в единицах измерения плотности нейтронного потока и автоматическое переключение поддиапазонов.

2.3.3.6. Если каналы контроля плотности нейтронного потока, указанные в , не обеспечивают контроль нейтронного потока при загрузке (перегрузке) активной зоны, то реактор должен быть оборудован дополнительной системой контроля. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на период загрузки и перегрузки активной зоны реактора, и должна включать в себя не менее трех независимых каналов контроля плотности нейтронного потока с показывающими и записывающими устройствами.

2.3.3.7. Для контроля за изменением реактивности техническим проектом РУ должен быть предусмотрен реактиметр с устройствами демонстрации, записи и автоматического переключения диапазонов измерения плотности нейтронного потока и реактивности.

2.3.3.8. Методика и погрешности определения реактивности (число и размещение датчиков, алгоритмы и константы для расчета, погрешности и диапазоны измерения) должны быть обоснованы в техническом проекте РУ.

2.3.3.9. Каналы контроля реактивности должны оснащаться средствами автоматической проверки работоспособности и предупредительной сигнализации о неисправности.

В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и приведены методики метрологической аттестации и проверок каналов контроля реактивности.

2.3.3.10. В техническом проекте РУ должны быть установлены и обоснованы характеристики системы автоматического регулирования мощности РУ, которые обеспечивают работу РУ без нарушения эксплуатационных пределов.

Допустимые уровни мощности РУ при отказе системы автоматического регулирования и возможность работы РУ без системы автоматического регулирования мощности должны быть обоснованы в техническом проекте РУ.

2.3.3.11. При включении нескольких измерительных каналов на вход системы автоматического регулирования мощности должно быть предусмотрено такое устройство для получения сигнала от работающих измерительных каналов, чтобы отключение или отказ одного из этих каналов не вызывали изменения мощности реактора за счет воздействия системы автоматического регулирования.

2.3.3.12. Техническими мерами должна быть исключена возможность введения положительной реактивности одновременно двумя и более предусмотренными средствами воздействия на реактивность, а также введения положительной реактивности средствами воздействия на реактивность при загрузке и выгрузке топлива.

2.3.3.13. Скорость увеличения реактивности средствами воздействия на реактивность не должна превышать 0,07β эф /с. Для рабочих органов СУЗ с эффективностью более 0,7β эф введение положительной реактивности должно быть шаговым с весом шага не более 0,3β эф (обеспечивается техническими мерами). В техническом проекте РУ должны быть указаны величина шага, пауза между шагами и скорость увеличения реактивности.

2.3.3.14. Перед пуском реактора рабочие органы АЗ должны быть взведены в рабочее положение.

Подкритичность активной зоны реактора в любой момент кампании после взвода рабочих органов АЗ в рабочее положение с введенными в активную зону остальными органами СУЗ должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

2.3.3.15. Выход из строя канала контроля уровня и/или скорости изменения плотности нейтронного потока должен сопровождаться сигнализацией оператору и регистрацией отказа. При этом должен формироваться сигнал ПЗ об отказе такого канала.

2.3.3.16. В техническом проекте РУ должны быть приведены требования к средствам, обеспечивающим при эксплуатации оперативное автоматизированное определение и регистрацию значений текущего запаса реактивности активной зоны, оперативных изменений реактивности, суммарной эффективности средств воздействия на реактивность, эффективности рабочих органов АЗ, эффективности групп рабочих органов СУЗ, а также коэффициентов реактивности по параметрам, влияющим на реактивность (мощность, температура теплоносителя, температура замедлителя, концентрация растворенного поглотителя и т.п.).

Методики и погрешности определения этих величин должны быть обоснованы в техническом проекте РУ.

2.3.3.17. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены средства и методики контроля подкритичности активной зоны.

2.3.3.18. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены средства контроля неравномерности энерговыделения по активной зоне, а также указаны требования к средствам оперативного расчета запаса до кризиса теплообмена.

Для активных зон, для которых не доказано отсутствие колебаний плотности потока нейтронов, должны быть предусмотрены средства контроля и управления колебаниями плотности потока нейтронов и указан порядок управления колебаниями без нарушения эксплуатационных пределов повреждения твэлов.

2.4. Требования к системам контроля и управления РУ

2.4.1. В техническом проекте РУ должны быть представлены и обоснованы требования к составу, структуре, основным характеристикам, числу и условиям размещения систем (элементов) контроля и управления, а также систем диагностики РУ.

2.4.2. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и приведены перечни:

контролируемых параметров и сигналов о состоянии РУ;

регулируемых параметров и управляющих сигналов;

уставе к и условий для ПЗ;

мест размещения датчиков диагностики РУ;

параметров, необходимых для работы систем безопасности.

Должно быть показано, что системы контроля и управления РУ обеспечивают контроль технического состояния и безопасное управление РУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

2.4.3. В техническом проекте РУ должны быть приведены и обоснованы перечни блокировок и защит оборудования РУ, а также технические требования к условиям их срабатывания.

2.4.4. В системах контроля и управления РУ и в системах безопасности должны быть предусмотрены устройства выдачи следующих сигналов:

аварийного оповещения (сирена, имеющая отличительную звуковую окраску) - в случаях, предусмотренных техническим проектом РУ;

аварийных (световых и звуковых) - при достижении параметрами уставок и условий срабатывания АЗ;

предупредительных (световых и звуковых) - при нарушении нормальной эксплуатации систем и элементов РУ;

указательных - о наличии напряжения в цепях электропитания, состоянии оборудования и приборов и т.п.

2.4.5. Должна быть предусмотрена диагностика систем контроля и управления РУ.

2.4.6. Системы контроля должны быть спроектированы так, чтобы имелась возможность идентифицировать исходные события аварий, установить фактические алгоритмы работы систем РУ, важных для безопасности, отклонения от штатных алгоритмов и действия оперативного персонала. С этой целью должна быть предусмотрена система регистрации, которая должна фиксировать:

параметры и признаки состояния, характеризующие исходные события, или параметры, позволяющие однозначно определить исходные события;

управляющие сигналы;

изменение параметров, характеризующих состояния систем РУ, важных для безопасности;

изменение параметров, по которым предусматривается введение в действие защит;

изменение параметров, характеризующих радиационную обстановку;

переговоры оперативного персонала по системам связи.

Объем и интенсивность регистрации должны быть обоснованы и приведены в техническом проекте РУ.

Система регистрации должна сохранять работоспособность и обеспечивать сохранение информации в условиях проектных и запроектных аварий ("черный ящик").

2.4.7. В техническом проекте РУ должны быть установлены:

допустимые уровни мощности РУ в зависимости от работоспособности систем контроля и управления РУ при частичной потере функции;

условия вывода в ремонт систем контроля и управления РУ.

2.4.8. Для регулируемых и контролируемых параметров должны быть обоснованы диапазоны и скорости изменения при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

2.4.9. Системы (элементы) контроля и управления РУ должны проходить метрологическую экспертизу и аттестацию.

2.4.10. Технический проект РУ должен содержать анализ реакций систем контроля и управления РУ на внешние и внутренние воздействия, на возможные неисправности и отказы (короткие замыкания, потерю качества изоляции, падение и наводки напряжения, ложные срабатывания, потери сигналов и т.п.) и на отказы основного оборудования РУ, доказывающий отсутствие опасных для РУ реакций.

В случае выявления в процессе эксплуатации опасных для РУ реакций РУ должна быть остановлена и приняты технические меры по их исключению и в установленном порядке выполнены соответствующие изменения технического проекта РУ.

2.4.11. Управление реакторной установкой и ее системами должно проводиться с БЩУ и при необходимости с местных постов управления.

2.4.12. На каждом энергоблоке помимо БЩУ должен быть предусмотрен РЩУ, с которого может осуществляться перевод активной зоны реактора в подкритическое состояние и аварийное расхолаживание блока, а также контроль необходимых для безопасности реакторной установки технологических параметров, если по каким-либо причинам (пожар и т.п.) этого нельзя сделать с БЩУ.

2.4.13. Требования к составу оборудования и аппаратуры БЩУ, РЩУ и местных постов управления должны быть определены в техническом проекте РУ.

На РЩУ должны быть выведены сигналы о состоянии систем и отдельных элементов систем РУ, как минимум включая следующие:

уровень плотности нейтронного потока в активной зоне;

параметры теплоносителя и систем, участвующих в аварийном расхолаживании;

указатели промежуточных и конечных положений рабочих органов СУЗ;

указатели состояния средств воздействия на реактивность (состояние арматуры, насосов и элементов, однозначно определяющее готовность средств воздействия на реактивность выполнить свои функции и факт их срабатывания, а также параметры состояния поглотителя - температура, давление, концентрация и др);

указатели положения арматуры, и состояния систем, обеспечивающих расхолаживание.

2.4.14. Должна быть исключена возможность выведения из строя цепей управления и контроля БЩУ и РЩУ по общей причине при учитываемых исходных событиях, а также исключена техническими средствами возможность управления одновременно с БЩУ и РЩУ по каждому конкретному элементу.

2.4.15. Должны быть предусмотрены технические средства контроля за содержанием изотопов - поглотителей нейтронов в жидком или газообразном поглотителе (в случаях их использования) в РУ и в емкостях аварийного запаса поглотителя в процессе эксплуатации РУ.

2..16. Техническими средствами или организационными мерами должен быть обеспечен входной контроль содержания изотопов - поглотителей нейтронов, используемых в средствах воздействия на реактивность, на соответствие проектным характеристикам.

2.4.17. Каждая емкость аварийного запаса раствора жидкого поглотителя должна быть оборудована не менее чем двумя системами контроля уровня и/или измерения давления с выдачей предупредительного сигнала на БЩУ и РЩУ.

2.4.18. В системе контроля и управления РУ должна быть предусмотрена система информационной поддержки оператора.

2.4.19. При нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях (включая режим полного обесточивания) система контроля и управления должна быть обеспечена надежным энергопитанием в объеме, обоснованном в техническом проекте РУ.

2.4.20. В состав систем контроля и управления РУ должны входить промышленное телевидение и средства связи с БЩУ, РЩУ и местными постами управления (телефонная, громкоговорящая, радиосвязь и т.п.).

2.4.21. В системах контроля и управления РУ должны предусматриваться средства для передачи сигналов в (из) центры(ов) по управлению запроектными авариями.

2.4.22. Должны быть приведены организационные и/или технические меры по исключению несанкционированного доступа к системам контроля и управления РУ.

2.5. Требования к первому контуру РУ

2.5.1. В техническом проекте РУ должны быть определены границы первого контура.

2.5.2. В техническом проекте РУ должно быть показано, что элементы и системы первого контура надежно работают в течение проектного срока службы с учетом коррозионно-химических, тепловых, силовых и других воздействий, возможных при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. Количество и характер воздействий, учитываемых при определении проектного срока службы, должны быть приведены в техническом проекте РУ.

2.5.3. В техническом проекте РУ должно быть показано, что в соответствии с нормами прочности обеспечивается прочность корпуса реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях в течение всего срока эксплуатации РУ.

2.5.4. Компоновка оборудования и геометрия первого контура РУ должны обеспечивать условия развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при потере или отсутствии принудительной циркуляции, в том числе и при проектных авариях.

2.5.5. Трубопроводы первого контура РУ должны быть оборудованы специальными устройствами для предотвращения недопустимых перемещений при воздействии на них реактивных усилий, возникающих при разрывах.

В техническом проекте РУ должны быть обоснованы прочность и эффективность данных устройств при проектных авариях.

2.5.6. Теплообменное оборудование, служащее для передачи тепла от первого контура РУ, должно иметь запас теплообменной поверхности для компенсации ухудшения ее теплопередающих характеристик в процессе эксплуатации.

2.5.7. В случае использования принудительной циркуляции насосы, осуществляющие эту циркуляцию, при потере их энер госнабжения и срабатывании АЗ на любом уровне мощности реактора должны обладать достаточной инерцией, которая обеспечивала бы принудительный расход теплоносителя первого контура до момента, когда естественная циркуляция обеспечит отвод остаточного тепловыделения без, превышения эксплуатационных пределов повреждения твэлов.

2.5.8. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены средства:

автоматической защиты от недопустимого повышения давления в первом контуре при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях;

для компенсации изменений объема теплоносителя, вызванного температурными изменениями;

для компенсации потерь теплоносителя при течах (максимальный расход течи, компенсирующий эти средства, устанавливается в техническом проекте РУ).

2.5.9. Техническим проектом РУ должна быть предусмотрена установка ограничителей печи на трубопроводах, отходящих от главного циркуляционного трубопровода. Отказ от установки ограничителей течи должен быть обоснован в техническом проекте РУ.

2.5.10. Элементы первого контура РУ должны быть оборудованы устройствами, уменьшающими влияние сейсмических воздействий.

2.5.11. В техническом проекте РУ должны быть приведены показатели качества и химического состава теплоносителя, а также требования к средствам их поддержания во время эксплуатации, включая очистку теплоносителя от радиоактивных продуктов деления и коррозии.

2.5.12. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены технические меры, направленные на защиту первого контура от не предусмотренного регламентом эксплуатации РУ дренирования теплоносителя. Допустимость намеренного частичного дренирования при проведении ремонтных работ и перегрузке должна быть обоснована в техническом проекте РУ.

2.5.13. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены средства и способы обнаружения с обоснованной точностью местонахождения и расхода течи теплоносителя первого контура.

2.5.14. В реакторе и первом контуре должны быть обеспечены заданные техническим проектом РУ концентрации раствора жидкого поглотителя.

2.5.15. Техническими мерами должно быть исключено непредусмотренное попадание чистого конденсата и раствора жидкого поглотителя с концентрацией, менее допустимой по регламенту эксплуатации, в теплоноситель первого контура и в другие системы, которые по техническому проекту РУ должны быть заполнены раствором жидкого поглотителя.

2.6. Требования к системам аварийного охлаждения активной зоны

2.6.1. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены системы аварийного охлаждения активной зоны.

Состав, структура и характеристики систем аварийного охлаждения активной зоны должны быть обоснованы в техническом проекте РУ.

2.6.2. Системы аварийного охлаждения активной зоны должны проектироваться с учетом принципов независимости и резервирования и быть способны с учетом принципа единичного отказа или ошибки персонала выполнить свою функцию по предотвращению нарушения проектных пределов повреждения твэлов при проектных авариях.

2.6.3. Перечень параметров, уставки и условия срабатывания систем аварийного охлаждения должны определяться исходными событиями проектных аварий и быть обоснованы в техническом проекте РУ.

2.6.4. Допустимость и условия вывода из работы одного канала системы аварийного охлаждения активной зоны должны быть обоснованы в техническом проекте РУ.

2.6.5. В техническом проекте РУ должны учитываться все возможные воздействия на системы (элементы) РУ, связанные с включением и работой систем аварийного охлаждения активной зоны.

2.6.6. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены технические меры, направленные на предотвращение несанкционированного доступа к системам аварийного охлаждения активной зоны.

Технический проект РУ должен содержать количественный анализ надежности систем аварийного охлаждения активной зоны.

2.6.7. При нахождении активной зоны реактора в подкритическом состоянии включение и работа систем аварийного охлаждения активной зоны не должны выводить ее из подкритического состояния.

2.6.8. Системы аварийного охлаждения должны обеспечивать расхолаживание и длительное поддержание активной зоны реактора при значениях параметров теплоносителя, обоснованных в техническом проекте РУ.

2.7. Требования к порядку проведения и устройствам перегрузки

2.7.1. Требования к порядку проведения перегрузки

2.7.1.1. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы:

способы проведения перегрузки;

периодичность, объем и регламент перегрузки;

технические средства и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении перегрузки, включая контроль плотности потока нейтронов;

рабочая концентрация раствора жидкого поглотителя (в случае его использования), точки отбора проб, средства ее контроля и способы поддержания.

2.7.1.2. В ТОБ РУ в качестве исходных событий должны быть рассмотрены возможные ошибки при загрузке (перегрузке) и их последствия, а также разработаны мероприятия, направленные на исключение ошибок.

2.7.1.3. Порядок проведения перегрузки активной зоны определяется программой, рабочим графиком и картограммами перегрузки, составленными персоналом АС, утвержденными главным инженером АС и согласованными в установленном порядке.

2.7.1.4. При проведении перегрузочных и ремонтных работ организационными мероприятиями и по возможности техническими средствами должно предотвращаться случайное попадание во внутреннее пространство первого контура посторонних предметов.

2.7.1.5. В реакторах, где перегрузка осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ, перегрузка должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ и других средствах воздействия на реактивность. При этом минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02.

2.7.1.6. В реакторах, где перегрузка осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ и реактивность компенсируется раствором жидкого поглотителя, перегрузка должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ и других средствах воздействия на реактивность. Концентрация раствора жидкого поглотителя должна быть доведена до такого значения, при котором (с учетом возможных ошибок) обеспечивается подкритичность реактора не менее 0,02 (без учета введенных рабочих органов СУЗ).

2.7.1.7. В реакторах, в которых при перегрузках необходимая подкритичность обеспечивается раствором жидкого поглотителя, должны быть предусмотрены технические и организационные. мероприятия, обеспечивающие при перегрузках исключение подачи чистого конденсата в реактор и первый контур.

2.7.1.8. В реакторах корпусного типа с верхним расположением приводов СУЗ конструкция реактора и исполнительных механизмов СУЗ должны обеспечивать расцепленное состояние рабочих органов СУЗ при снятии верхнего блока, при этом средства диагностики должны регистрировать расцепленное состояние.

2.7.1.9. Перегрузка топлива на остановленном реакторе канального типа должна проводиться при взведенных рабочих органах АЗ. При этом минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02.

2.7.1.10. Для реакторных установок, на которых перегрузка проводится при работе реактора на мощности, в техническом проекте РУ должны быть обоснованы и определены допустимые эксплуатационные режимы работы РУ (мощность, расход теплоносителя и др.) в процессе перегрузки, а также обоснована эффективность средств, используемых для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок загрузки или непредусмотренных эффектов реактивности.

2.7.1.11. При проведении перегрузки при работе реактора на мощности не должна нарушаться герметичность первого контура РУ, а также должны быть предусмотрены средства для проверки отсутствия утечек теплоносителя из первого контура РУ.

2.7.1.12. После завершения перегрузки должны быть проведены испытания по подтверждению основных проектных и расчетных нейтронно-физических характеристик активной зоны.

В процессе испытаний должна проводиться проверка соответствия экспериментальных результатов испытаний расчетным параметрам по критериям, установленным в техническом проекте РУ.

2.7.2. Требования к устройствам перегрузки

2.7.2.1. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и приведены состав устройств перегрузки, а также требования к ним, выполнение которых обеспечивало бы безопасность обращения с ТВС при перегрузке, в том числе при отказах и повреждениях устройств для перегрузки топлива.

2.7.2.2. Техническим проектом РУ должны быть предусмотрены технические средства, обеспечивающие теплосъем с перегружаемых ТВС.

2.7.2.3. Устройства перегрузки должны быть спроектированы так, чтобы при их нормальной эксплуатации и повреждениях не нарушались условия нормальной эксплуатации РУ и хранилищ ядерного топлива.

2.7.2.4. В техническом проекте РУ должны быть приведены требования к монтажу, эксплуатации и периодической проверке устройств перегрузки, а также требования к их надежности.

2.7.2.5. Устройства перегрузки должны быть спроектированы (сконструированы) так, чтобы к ним был возможен доступ для проведения инспекций, ремонта, испытаний и технического обслуживания.

2.7.2.6. При проектировании устройств перегрузки должны быть предусмотрены меры, направленные на предотвращение повреждения, деформации, разрушения или падения ТВС, а также приложения к ТВС недопустимых усилий при извлечении или установке ТВС. Значения предельно допустимых усилий должны быть приведены в техническом проекте РУ. Использование непроектных средств для перегрузки запрещается.

2.7.2.7. При проектировании устройств перегрузки должно быть предусмотрено, чтобы прекращение подачи энергоснабжения не приводило к падению ТВС.

2.7.2.8. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и установлены допустимые скорости перемещения ТВС перегрузочными устройствами.

2.7.2.9. Должны быть предусмотрены защитные устройства, обеспечивающие перемещение устройств перегрузки в допустимых границах.

2.7.2.10. Техническим проектом РУ на случай отказа или нарушений условий эксплуатации устройств перегрузки должно быть предусмотрено оборудование для надежного перемещения топлива в безопасные места.

2.7.2.11. В устройствах перегрузки должны быть предусмотрены пульты (панели) для представления информации о положении (состоянии) и ориентации ТВС и захватов.

2.7.2.12. Должна быть исключена возможность перемещения устройств перегрузки в момент соединения с технологическим каналом или ввода ТВС в активную зону.

2.7.2.13. Должны быть предусмотрены блокировки для предотвращения перемещения устройств перегрузки при нахождении ТВС в непроектном положении.

2.7.2.14. Должна быть предусмотрена система промышленного телевидения для контроля перегрузки. В техническом проекте РУ должен быть определен перечень операций при перегрузке, контролируемых с использованием промышленного телевидения.

2.7.2.15. и сключен.

3. ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ

3.1. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию РУ, является технологический регламент ее эксплуатации, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью РУ, а также пределы и условия безопасной эксплуатации.

Технологический регламент эксплуатации РУ, регламент технического обслуживания и ремонта оборудования РУ, а также регламент проверок и испытаний систем РУ, важных для безопасности, составляются разработчиком проекта РУ на основании технического проекта РУ.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.2. Эксплуатация РУ должна проводиться в соответствии с инструкцией по эксплуатации РУ и инструкциями по эксплуатации систем и оборудования РУ, разработанными администрацией АС на основании проектно-конструкторской документации и технологического регламента эксплуатации РУ, откорректированных по результатам физического и энергетического пусков и опыта эксплуатации.

Инструкция по эксплуатации РУ должна быть согласована с разработчиками проектов РУ и АС и утверждена Главным инженером АС.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.3. Изменения, вносимые в проектную документацию и конструкцию РУ, влияющие на ядерную безопасность, в том числе изменения, вызванные результатами физического и энергетического пусков, должны быть обоснованы и внесены в документацию в порядке, установленном для разработки этой документации. Не допускается реализация этих изменений на РУ до их утверждения эксплуатирующей организацией, согласования Минатомом России и одобрения Госатомнадзором России.

До начала эксплуатации должен быть оформлен паспорт на РУ. Форма паспорта и объем вносимой в него информации устанавливается Госатомнадзором России.

Изменения параметров, указанных в паспорте на РУ, требуют внесения изменения в паспорт. Эти изменения должны быть предварительно согласованы разработчиками проекта РУ.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.4. Административное руководство АС на основе проектных материалов, с учетом требований технологического регламента эксплуатации РУ, регламента технического обслуживания и ремонта оборудования РУ организует разработку и выпуск для систем, важных для безопасности:

инструкций по проведению проверок и испытаний;

графиков проведения техобслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов;

графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.

3.5. Состояние систем РУ и условия, при которых разрешаются ее пуск и эксплуатация, должны быть обоснованы в техническом проекте РУ и приведены в ее технологическом регламенте эксплуатации.

3.6. Любые испытания на РУ, не предусмотренные ее технологическим регламентом эксплуатации, инструкциями по эксплуатации РУ, систем и оборудования РУ, должны проводиться по программам и методикам, содержащим обоснование ядерной безопасности и меры по обеспечению ядерной безопасности этих испытаний.

Программы и методики должны быть согласованы разработчиками проекта РУ и АС, утверждены эксплуатирующей организацией, согласованы Минатомом России и одобрены Госатомнадзором России.

Испытания, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации РУ, инструкциями по эксплуатации РУ, должны быть разрешены эксплуатирующей организацией, согласованы Минатомом России и одобрены Госатомнадзором России.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.7. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена определенная последовательность действий, установленная в техническом проекте РУ и направленная на приведение РУ к нормальной эксплуатации.

В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации РУ должна быть остановлена.

3.8. В случае возникновения на РУ аварийной ситуации должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ. Эксплуатация РУ может быть продолжена только после выяснения и устранения причин возникновения аварийной ситуации по письменному распоряжению Главного инженера АС.

3.9. Исключен.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.10. Начальник смены АС обязан доложить административному руководству АС о каждом случае нарушений нормальной эксплуатации.

3.11. Оператор РУ имеет право и обязан самостоятельно остановить реактор в случаях, предусмотренных технологическим регламентом, и если дальнейшая работа угрожает безопасности АС.

3.12. Для проектных аварий действия персонала должны определяться Инструкцией по ликвидации аварий на АС, разрабатываемой административным руководством АС на основе ТОБ РУ и ТОБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации последствий аварий. Инструкция должна быть согласована с разработчиками проектов РУ и АС.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.13. Для управления запроектными авариями в соответствии с проектными материалами должно быть разработано специальное руководство, которое должно быть согласовано с разработчиками проектов РУ и АС.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.14. С персоналом АС должны проводиться противоаварийные тренировки. Периодичность и порядок их проведения утверждаются административным руководством АС.

3.15. В инструкции по ликвидации аварий на АС должен быть указан порядок ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае возникновения запроектной аварии.

3.16. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии категорически запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты.

Должны быть предусмотрены организационно-технические меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам системы контроля и управления, в которых зафиксирована ситуация на РУ перед возникновением аварии и в последующий период.

3.17. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и в технологическом регламенте эксплуатации РУ приведены условия эксплуатации остановленного реактора с топливом в активной зоне, включая режим загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть как минимум определены:

объем контроля в соответствии с требованиями , , и настоящих Правил с обязательным контролем плотности нейтронного потока и концентрации раствора жидкого поглотителя, если он применяется для данного типа РУ;

требования к готовности систем РУ, важных для безопасности.

3.18. Во время загрузки и перегрузки, а также при проведении на первом контуре РУ испытаний и ремонтных работ заполнение реактора, первого контура РУ и связанных с ним систем должно проводиться раствором жидкого поглотителя с концентрацией не ниже определенной техническим проектом РУ.

Примечание. Данное требование относится к реакторам, в которых загрузка и перегрузка выполняются при заполненных однородным раствором жидкого поглотителя реакторе и системах РУ.

3.19. Административное руководство АС на основе проектной документации и опыта эксплуатации должно разработать перечень ядерно-опасных работ.

3.20. Работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также испытания, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации блока или РУ, инструкциями по эксплуатации РУ, систем и оборудования, являются ядерно-опасными.

3.21. Ядерно-опасные работы должны проводиться по специальному техническому решению (программе), утвержденному административным руководством АС.

Техническое решение (программа) должно содержать:

цель проведения ядерно-опасных работ;

перечень ядерно-опасных работ;

технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;

критерии и контроль правильности завершения ядерно-опасных работ.

указание о назначении ответственного за проведение ядерно-опасных работ.

Ядерно-опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленном реакторе.

3.22. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерно-опасных работ должна быть не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения (для реакторов канального типа рабочие органы АЗ должны быть взведены, а остальные рабочие органы СУЗ введены в активную зону).

3.23. После завершения ремонта оборудования и систем РУ, важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик данных систем на соответствие проектным характеристикам. Проверка должна проводиться по программам, разработанным административным руководством АС, и составленным на основании регламентов, выполненных разработчиками проектов РУ и АС.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

3.24. В процессе любых испытаний систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка соответствия результатов испытаний критериям, установленным в техническом проекте РУ. Результаты испытаний должны оформляться актом.

4. КОНТРОЛЬ ЗА СОБЛЮДЕНИЕМ ПРАВИЛ И ОТВЕТСТВЕННОСТЬ ЗА ИХ НАРУШЕНИЕ

4.1. Исключен .

(Измененная редакция, Изм. № 1).

4.2. Эксплуатирующая организация обязана осуществлять постоянный контроль за соблюдением требований настоящих Правил при вводе в эксплуатацию и эксплуатации РУ.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

4.3. Эксплуатирующая организация несет ответственность за создание необходимой организационной структуры на АС, которая обеспечивала бы соблюдение требований настоящих Правил на АС.

4.4. Эксплуатирующая организация должна организовывать периодические (1 раз в 1-2 года) инспекции по контролю за соблюдением на АС требований настоящих Правил и представлять результаты этих инспекций в Госпроматомнадзор России.

4.5. Периодически (не реже 1 раза в год) приказом административного руководства АС должна назначаться внутренняя комиссия по проверке состояния ядерной безопасности на АС, в том числе выполнения требований настоящих Правил. Акт комиссии должен утверждаться административным руководством АС. В одном экземпляре акт направлять в Минатом России и в Госпроматомнадзор России.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

4.6. Эксплуатирующая организация и другие организации и предприятия, осуществляющие проектирование АС (РУ), разработку оборудования, его изготовление, сооружение и эксплуатацию АС (РУ), обязаны представлять органам Госатомнадзора России по их требованию информацию в виде проектных материалов, результатов исследований и расчетов, инструкций по эксплуатации и ремонту, актов о выполненных испытаниях и проверках систем (элементов), материалов по контролю качества изготовления элементов, сведений по подготовке персонала, сведений по эксплуатации систем (элементов), отказам работы элементов и результатам их анализа, а также другую информацию.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

4.7. Должностные лица и инженерно-технические работники предприятий и организаций, виновные в нарушении настоящих Правил, несут ответственность в соответствии с действующим законодательством.

4.8. Руководители проектно-конструкторских, научно-исследовательских, строительно-монтажных, наладочных, ремонтных предприятий и организаций, а также предприятий - изготовителей оборудования обязаны осуществлять контроль за соблюдением требований настоящих Правил при проектировании (конструировании), выполнении строительно-монтажных, наладочных, ремонтных работ и при изготовлении оборудования РУ.

4.9. Административное руководство АС несет ответственность за обеспечение ядерной безопасности, организацию и проведение работ по обеспечению безопасного технического состояния РУ и АС и подготовленность персонала.

Административное руководство АС в соответствии с предоставленными ему эксплуатирующей организацией правами обязано определить ответственность конкретных должностных лиц и персонала АС за соблюдение требований ядерной безопасности в цехах, сменах, других подразделениях АС и конкретных рабочих местах.

4.10. Исключен .

(Измененная редакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ

ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ ПО БЕЗОПАСНОСТИ АС
С НАИБОЛЕЕ РАСПРОСТРАНЕННЫМИ В РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ТИПАМИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК*

* Для ВВЭР, РБМК, АСТ указанные пределы повреждения твэлов даны для материалов оболочки твэлов из сплава Zr + 1% Nb . Для реакторов других типов и твэлов из других материалов пределы повреждения твэлов должны быть обоснованы в техническом проекте РУ.

1. АС с РУ типа ВВЭР

1.1. Эксплуатационный предел повреждений твэлов за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2% твэлов и 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.

1.2. Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов составляет 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива.

1.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:

доля прореагировавшего циркония - не более 1% его массы в оболочках твэлов.

1.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя, температуре теплоносителя и топлива и по мощности реактора не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

2. АС с РУ типа РБМК

2.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин не должен превышать 0,2% твэлов с дефектами типа газовой неплотности оболочек и 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.

2.2. Предел безопасной эксплуатации по числу и величине дефектов твэлов составляет 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива.

2.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:

температура оболочек твэлов - не более 1200°С;

локальная глубина окисления оболочек твэлов - не более 18% первоначальной толщины стенки;

доля прореагировавшего циркония не более 1% его массы в оболочках твэлов.

2.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя, температуре топлива и теплоносителя, его паросодержанию и мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

3. АС с РУ типа БН

3.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин по числу и величине дефектов составляет 0,05% твэлов с газовой неплотностью и 0,005% твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем.

3.2. Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине.дефектов твэлов составляет 0,1% твэлов с газовой неплотностью и 0,01% твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем. Температура оболочки твэлов не должна превышать 800°С.

3.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов составляет разрушение всех твэлов семи ТВС в локальном объеме активной зоны с непревышением пределов безопасности эксплуатации по повреждению твэлов во всем остальном объеме активной зоны.

3.4. Коэффициенты реактивности по температуре и удельному объему теплоносителя, по температуре топлива и по мощности реактора должны быть отрицательными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

4. АС с РУ типа АСТ

4.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов и допустимый уровень активности теплоносителя первого контура обосновываются и устанавливаются в техническом проекте РУ.

4.2. Предел безопасной эксплуатации по числу и величине дефектов твэлов составляет 0,1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,01% твэлов с прямым контактом теплоносителя и ядерного топлива.

4.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:

температура оболочек твэлов - не более 1200°С;

локальная глубина окисления оболочек твэлов - не более 18% первоначальной толщины стенки;

доля прореагировавшего циркония - не более 1% его массы в оболочках.

4.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя, температуре топлива и теплоносителя и по мощности реактора на должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

4.5. Сооружения и системы АС с РУ типа АСТ* должны быть расположены и спроектированы с учетом внешних воздействий, обусловленных падением самолета и взрывом, возможным на соседних предприятиях, проходящем транспорте и т.п. При этом не должны быть превышены критерии безопасности.

* Внешние воздействия для АС с РУ других типов приведены в нормативно-техническом документе "Нормы строительного проектирования АС".

Расчетные параметры падающего самолета:

масса 20 т, скорость падения 700 км/ч, приложенная нагрузка на круг площадью 7 м 2 После падения возможно возгорание топлива.

Расчетные параметры ударной волны до 0,5 кг/см 2 при времени действия до 1 с.

При воздействии расчетной ударной волны или падающего самолета не должны быть разрушены и не должны потерять работоспособность как минимум один канал защитных систем и один барьер или канал систем локализации аварий.

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНАЯ

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

ГОСТ 26392 - 84

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ

Москва

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 декабря 1984 г . № 4896 срок введения установлен

с 01.07.86

Настоящий стандарт устанавливает применяемые в науке, технике и производстве термины и определения основных понятий в области ядерной безопасности и распространяется на следующие объекты: ядерные установки, включающие ядерные реакторы различного типа и назначения, критические и подкритические стенды, устройства для переработки, транспортирования и хранения ядерно-опасных делящихся материалов.

Термины, установленные стандартом, обязательны для применения в документации всех видов, научно-технической, учебной и справочной литературе.

Для каждого понятия установлен один стандартизованный термин. Применение терминов - синонимов стандартизованного термина запрещается.

Недопустимые к применению термины-синонимы приведены в стандарте в качестве справочных и обозначены «ндп».

Для отдельных стандартизованных терминов в стандарте приведены в качестве справочных краткие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования. Установленные определения можно, при необходимости, изменять по форме изложения, не допуская нарушения границ понятий.

В стандарте в качестве справочных приведены эквиваленты для ряда стандартизованных терминов на английском языке.

В стандарте приведен алфавитный указатель терминов на русском языке.

Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткая форма - светлым, а недопустимые синонимы - курсивом.

Термин	Определение
1. Ядерная безопасность Ндп. Безопасность	Свойство ядерного объекта, обусловливающее с определенной вероятностью невозможность ядерной аварии
2. Ядерная авария Ндп. Радиационная -авария	Авария, связанная: с образованием критической массы при переработке, транспортировании и хранении ядерно-опасного делящегося материала; с повреждением ri ядерной установка элементов, содержащих ядерное топливо, и (или) выходом радиоактивных веществ или ионизирующего излучения выше установленных пределов, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией, нарушением теплоотвода от элементов, содержащих ядерное топливо, а также с образованием критической массы при перегрузке ядерного топлива
3. Ядерно-опасная ситуация	Нарушение контроля и управления цепной ядерной реакцией в ядерной установке или теплоотвода от элементов, содержащих ядерное топливо, не приведшее к ядерной аварии
4. Потенциальная ядерно-опасная работа	Работа, при проведении которой может возникнуть ядерно-опасная ситуация или -ядерная авария
5. Критерии ядерной безопасности	Установленные в нормативно-технической документации качественные признаки и значения параметров, а также характеристики ядерного объекта, на основании которых проводят обоснование ядерной безопасности
6. Ядерно-опасный делящийся материал	Делящийся материал, при обращении с которым может возникнуть самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция
7. Самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция СЦР	Цепная ядерная реакция, характеризующаяся значением эффективного коэффициента размножения, превышающим или равным единице-
8. Максимальный запас реактивности Maximum reactivity inventory	Реактивность, соответствующая состоянию ядерной установки с максимальным значением эффективного коэффициента размножения
9. Транспортный индекс Fuel transportation	По ГОСТ 19541-80
10. Норма загрузки делящихся нуклидов Норма загрузки	Количество делящихся нуклидов, которое разрешается загружать в устройство для переработки и хранения ядерноопасного делящегося материала
11. Норма концентрации делящихся нуклидов Норма концентрации	Концентрация делящихся нуклидов, при которой разрешается перерабатывать, транспортировать и хранить ядерно-опасный делящийся материал

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ

Авария радиационная
Авария ядерная
Безопасность
Безопасность ядерная
Запас реактивности максимальный
Индекс транспортный
Критерии ядерной безопасности
Материал делящийся ядерно-опасный
Норма загрузки
Норма загрузки делящихся нуклидов
Норма концентрации
Норма концентрации делящихся нуклидов
Работа ядерно-опасная потенциальная
Реакция ядерная цепная самоподдерживающаяся
Ситуация ядерно-опасная
СЦР

На исследовательских ядерных реакторах,

Критических и подкритических стендах

10.1. Общие требования к обеспечению ядерной безопасности при проектировании, сооружении, эксплуатации и выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок, включая исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды, определяются НП-033-01 .

На всех стадиях жизненного цикла исследовательских ядерных установок должно быть обеспечено выполнение требований к их конструкции; техническому исполнению систем, важных для безопасности; а также к организационно-техническим мероприятиям, направленным на обеспечение ядерной безопасности, установленных:

Для подкритических стендов – в НП-059-05 ;

Для критических стендов – в НП-008-04 ;

Для исследовательских реакторов (исключая реакторы импульсного типа) – НП-009-04

Для импульсных исследовательских реакторов – НП-048-03

В вопросах подготовки персонала наряду с указанными документами следует руководствоваться , .

10.2. Обеспечение и контроль ядерной безопасности при проведении ПОР, не предусмотренных программами научных экспериментов и исследований на исследовательских ядерных реакторах, подкритических и критических стендах, должны осуществляться в соответствии с требованиями раздела 11 настоящего руководства.

Аттестация и постановка под контроль хранилищ ядерного топлива, подкритических и критических стендов производится в соответствии с требованиями НП-059-05 (для подкритических стендов) или НП-008-04 29 (для критических стендов). Эксплуатация их разрешается при наличии санитарно-эпидемиологических заключений ФМБА и паспорта стенда.

При изменении паспортных данных или окончании срока действия паспорта он подлежит переоформлению в порядке, установленном НП-059-05 28, НП-008-04 29, ОСПОРБ –99 33).

11. Организация и планирование проведения потенциально ядерно-опасных работ

11.1. Планирование и организацию проведения ПОР осуществляют предприятия судостроительной промышленности, производящие строительство, ремонт, модернизацию и утилизацию кораблей (судов) с ЯЭУ в соответствии с технологическими процессами монтажа, ремонта, модернизации РУ, сопутствующих перегрузке ядерного топлива работ, выгрузки ОЯТ из реакторов в условиях БКВ, хранения и транспортировки ЯТ на территории предприятия, проведение ПОР на ИР, КС, ПКС, не предусмотренных программами научных экспериментов и исследований.

11.2. Предприятиями судостроительной промышленности, занятыми работами с использованием ядерных материалов, должна быть разработана организационная схема обеспечения и контроля ядерной безопасности на данном предприятии.

«Организационные схемы обеспечения и контроля ЯРБ при проведении ПОР» могут быть не только отдельным документом, но и составной частью инструкций по ЯБ при строительстве, ремонте и утилизации конкретных проектов ППУ.

11.3. При разработке организационной схемы необходимо:

Указать виды ПОР (этапы ПОР), которые по виду производственной деятельности выполняются на предприятии;

Определить подразделения и службы предприятия, привлекаемые для проведения ПОР;

Определить обязанности и ответственность руководящего состава и персонала предприятия по обеспечению и контролю ЯРБ на предприятии при проведении ПОР;

Указать должности руководителей ПОР и ответственных исполнителей для каждого вида ПОР (этапа ПОР), выполняемых на предприятии;

Определить специалистов, ответственных за контроль ЯБ и при проведении ПОР;

Указать основную нормативную, техническую и организационно-распорядительную документацию по ЯРБ, на основании которой на предприятии организуется обеспечение и контроль ядерной безопасности при проведении ПОР.

Организационная схема согласовывается с ОЦ ЯРБ и утверждается руководителем предприятия.

11.4. ПОР должны выполняться в строгом соответствии с технологическими процессами, технологическими инструкциями (методиками и инструкциями по монтажу, наладке, испытаниям и эксплуатации систем и оборудования) и инструкцией по ядерной безопасности для каждого этапа жизненного цикла ЯЭУ корабля.

11.5. На основании Единого перечня ПОР и технических требований на их выполнение для соответствующего этапа жизненного цикла корабля предприятия, строящие, ремонтирующие, модернизирующие и утилизирующие корабли с ЯЭУ, разрабатывают свои заводские инструкции по ядерной безопасности для каждого типа РУ, согласовывают их с предприятиями и организациями, разработавшими и согласовавшими Единые перечни ПОР.

11.6. В инструкции по ядерной безопасности должны быть определены:

Перечень ПОР применительно к принятым на предприятии технологиям строительства, ремонта, перегрузки и выгрузки ОЯТ из реакторов;

Организация выполнения ПОР в условиях данного предприятия;

Конкретные организационно-технические меры по обеспечению ЯБ при проведении каждой ПОР на данном типе РУ в соответствии с техническими требованиями, содержащимися в Едином перечне ПОР;

Необходимая нормативная, техническая, конструкторская и технологическая документация и порядок ее оформления;

Порядок допуска персонала к выполнению ПОР;

Ответственность должностных лиц предприятия, руководителей и ответственных исполнителей ПОР за обеспечение и контроль ЯБ при выполнении ПОР.

11.7. ПОР, не вошедшие в Единый перечень ПОР и технические требования на их выполнение, проводятся по отдельным техническим решениям, согласованными с предприятиями и организациями, разработавшими и согласовавшими единый перечень ПОР для данного проекта корабля.

В техническом решении должны быть определены меры, обеспечивающие ядерную безопасность при проведении работ.

11.8. Запрещается одновременное выполнение двух или более ПОР на РУ одного борта (эшелона), если это не предусмотрено эксплуатационной документацией.

Не допускается выполнение ПОР с участием только одного человека. Все ПОР должны выполняться по принципу «не менее двух» - один выполняет операцию, другой – контролирует его действия.

При размещении двух реакторов в одном отсеке (помещении) ПОР должна выполняться только на одной РУ. Допускается совместное выполнение на двух ректорах следующих ПОР:

Функциональная проверка СУЗ;

Выход на минимально контролируемый уровень мощности;

Проведение нейтронно-физических измерений и теплотехнических проверок;

Отбор проб и вентиляция (воздухоудаление) 1 контура.

В реакторном отсеке (помещении), в котором выполняется ПОР, запрещается проведение любых других работ.

11.9. Выполнение ПОР должно проводиться с соблюдением следующих условий:

Проведение ПОР предусмотрено технологическим процессом и планом работ;

На проведение ПОР (этапа ПОР) издан приказ руководителя предприятия;

Руководитель ПОР, ответственные исполнители, ответственные за контроль ЯБ и РБ, контрольный мастер и исполнители работ прошли подготовку по ядерной и радиационной безопасности, на них оформлены удостоверения о проверке знаний, и они допущены к работе в соответствии с требованиями РД 5. ИМЯН. 107-2005 ;

Оформлен наряд-допуск (распоряжение) на проведение данной ПОР в соответствии с требованиями «Руководства» РД 5. ИМЯН. 106-2005

Получено письменное разрешение руководителя работ на проведение ПОР при постройке или командира корабля при ремонте;

Обеспечен контроль выполнения ПОР лицами, ответственными за ядерную и радиационную безопасность;

Обеспечен контроль состояния реактора в соответствии с техническими требованиями на выполнение ПОР;

Обеспечен постоянный контроль радиационной обстановки в реакторном отсеке или в районе выполнения ПОР (на стенде комплектации активных зон, на стенде агрегатирования РУ);

Обеспечена надежная двухсторонняя связь с местом проведения ПОР между руководителем и ответственным исполнителем работ;

Разработан и отработан план мероприятий по защите персонала и населения, локализации и ликвидации последствий ядерной и радиационной аварии (план разрабатывается на основании требований пункта 6.4 и раздела 11 );

Разработана и изучена персоналом инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях.

11.10. На проведение каждой отдельной потенциальной ядерно-опасной работы или этапа ПОР, указанных в организационной схеме обеспечения и контроля ЯРБ, руководителем предприятия издается приказ о начале работ и назначении руководителя работ, ответственного исполнителя и их заместителей на период их отсутствия или многосменной работы.

11.11. Руководитель ПОР - лицо, ответственное за обеспечение и контроль ЯРБ при проведении работ.

Руководитель ПОР обязан перед ее началом проверить соблюдение требований пункта 11.9 настоящего руководства.

11.12. Ответственный исполнитель ПОР - лицо, ответственное за выполнение технических требований на выполнение ПОР, технологического процесса ее проведения и соблюдение установленных мер, требований и правил ЯРБ персоналом своей смены (бригады).

11.13. Руководителями ПОР должны назначаться лица из числа работников предприятия в соответствии с организационной схемой обеспечения и контроля ЯРБ, имеющие достаточный (не менее 3 лет) опыт практической работы по их проведению.

11.14. Ответственными исполнителями ПОР должны назначаться лица из числа работников предприятия в соответствии с организационной схемой обеспечения и контроля ЯРБ, детально знающие последовательность выполнения технологических операций при их проведении и имеющие необходимый опыт практической работы по проведению ПОР (не менее 1 года).

11.15. Исполнители ПОР назначаются приказами (распоряжениями) руководителя предприятия или начальников цехов (отделов, служб) по принятому на предприятии порядку, установленному в соответствующих стандартах или иных внутренних документах организации (предприятия).

11.16. Участвующие в проведении ПОР рабочие и специалисты других бригад, цехов или предприятий оперативно подчиняются ответственному исполнителю и должны выполнять все его указания.

11.17. Основанием допуска персонала к проведению ПОР является наличие у них специальных удостоверений, выданных соответствующими комиссиями по результатам экзаменов проверки его знаний по вопросам ЯРБ в соответствии с требованиями РД 5. ИМЯН. 107-2005 .

11.18. Непосредственное разрешение на производство ПОР исполнители получают после проверки ответственным исполнителем ПОР наличия соответствующих приказов (распоряжений), специальных удостоверений, проведения инструктажа по мерам безопасности с оформлением его в журнале ПОР.

11.19. Замена персонала, производящего ПОР, должна проводиться на основании приказов руководителя предприятия и/или соответствующего подразделения предприятия.

11.20. Проведение каждой ПОР, а также передача ее по сменам должны оформляться в журнале ПОР (формы журналов приведены в «Приложении Д.» при строительстве корабля с ЯЭУ и в «Приложении Е.» – при его ремонте).

11.21. При строительстве корабля с ЯЭУ журнал ПОР оформляется на каждую ЯЭУ корабля и является единым документом, в котором фиксируется каждая ПОР, выполняемая заводом, начиная с момента поступления активных зон на предприятие и до сдачи корабля заказчику.

При постановке корабля в ремонт или сдаче на утилизацию

оформляется один журнал ПОР независимо от количества ЯЭУ и ведется с момента подписания акта приемки корабля в ремонт или на утилизацию и до окончания ремонта (подписания приемо-сдаточного акта) или выгрузки ОЯТ из реакторов утилизируемого корабля.

Работы, проводимые на стенде комплектации активных зон, а также при физических пусках реакторов, оформляются отдельными документами (протоколами, актами) и фиксируются в оперативном журнале в соответствии с НП-008-04 .

11.22. Журнал ПОР ведется согласно инструкции по его заполнению, разработанной предприятием, осуществляющим строительство или ремонт корабля, и помещенной в начале журнала. Инструкция должна отражать порядок оформления журнала ПОР и ответственность должностных лиц за ведение журнала ПОР.

11.23. В журнале ПОР необходимо:

Указать наименование ПОР и дату ее проведения;

Указать наряд-допуск на проведение ПОР (номер и дату выдачи по журналу учета РОР), оформленного в соответствии с требованиями Руководства РД 5. ИМЯН. 106-2005

Оформить распоряжение на проведение ПОР;

Оформить подтверждение руководителя, ответственного исполнителя работ, контролирующих инженера-физика и инженера-дозиметриста о готовности к проведению ПОР (при ремонте, кроме того, командира БЧ-5) оборудования, оснастки, инструмента, аппаратуры контроля состояния реактора, представителей ОТК и ВП МО (заказчика);

Оформить разрешение на выполнение ПОР с указанием времени ее проведения;

Зафиксировать состояние реактора и органов СУЗ перед началом ПОР;

Определить меры ядерной безопасности при проведении ПОР;

Определить меры радиационной безопасности при проведении ПОР;

Составить по фамильный список исполнителей работ и результаты инструктажа их по мерам безопасности руководителем ПОР и контролирующим инженером-физиком с личной подписью каждого исполнителя;

Указать замечания руководителя работ и контролирующих лиц по организации ПОР в смене;

Оформить организацию передачи работ по сменам;

Зафиксировать состояние реактора и органов СУЗ после окончания ПОР и при передаче ПОР по сменам.

11.24. ПОР проводится на основании распоряжения руководителя работ при строительстве или ответственного сдатчика при ремонте (перезарядке, выгрузке ОЯТ из реакторов) корабля с ЯЭУ при обеспечении условий, указанных в разделе 11.9 настоящего руководства.

11.25. Письменное разрешение на выполнение ПОР при строительстве корабля дает руководитель работ по согласованию с представителем заказчика и отделом ЯРБ предприятия.

11.26. Письменное разрешение на выполнение ПОР при ремонте (перезарядке реакторов, выгрузке ОЯТ из реакторов выводимых из эксплуатации ЯЭУ) корабля дает командир корабля по согласованию с представителем заказчика, сдаточным механиком и отделом ЯРБ предприятия.

11.27. ПОР на стенде комплектации активных зон и по загрузке ядерного топлива в реакторы непосредственно на корабле оформляются в оперативном журнале, форма которого разрабатывается предприятием.

Расчеты и графики по комплектации активных зон оформляются в журнале картограмм, форма которого разрабатывается предприятием с учетом требований проектанта РУ и предприятия-изготовителя активной зоны.

11.28. Во время проведения ФП и КШИ ЯЭУ все распоряжения и действия заносятся в журнал пульта управления ГЭУ.

11.29. Должностные лица предприятия (личный состав ремонтируемого корабля), контролирующие проведение ПОР, обязаны немедленно прекратить их в случаях:

Отсутствия разрешения на проведение ПОР;

Нарушения исполнителями требований по обеспечению ЯБ;

При обнаружении несанкционированных изменений состояния ЯЭУ.

Запрещение проведения ПОР оформляется в журнале ПОР после приведения реактора в безопасное состояние.

Лица, виновные в нарушении требований ядерной безопасности при проведении ПОР, несут ответственность в установленном порядке.

11.30. При проведении ПОР должен осуществляться контроль состояния реактора по параметрам, установленными проектантом РУ в Едином перечне ПОР и технических требованиях на их выполнение.

При демонтаже или ремонте штатных приборов контроля состояния реактора при проведении ПОР необходимо осуществлять контроль по технологическим приборам и непосредственным измерениям гамма-излучения на крышке реактора.

11.31. Лица, участвующие в проведении ПОР, заметившие нарушения технологии выполнения работ, несанкционированные отклонения контролируемых параметров состояния реактора или, по их мнению, предпосылки к возникновению аварийной ситуации, обязаны немедленно подать команду «Стоп» с докладом руководителю работ. Команда «Стоп» должна выполняться незамедлительно всеми без исключения лицами, выполняющими работы.

11.32. В случае возникновения исходного события (аварийной ситуации) или отклонения от технологии выполнения ПОР проведение запланированных работ должно быть немедленно прекращено, ЯЭУ должна быть приведена в безопасное состояние.

11.33. Возобновление ПОР может быть осуществлено только после выяснения и устранения причины возникновения аварийной ситуации или отклонения от технологии выполнения ПОР по новому письменному распоряжению руководителя работ.

11.34. Действия, приведшие к возникновению исходного события (аварийной ситуации), должны быть зафиксированы в журнале пульта управления ГЭУ либо в оперативном журнале (при работах на стенде комплектации активных зон) или журнале выгрузки ОЯТ (при выгрузке ЯТ из реакторов утилизируемого корабля в условиях БКВ).

11.35. Представитель отдела ЯРБ (контролирующий инженер-физик) при обнаружении нарушений требований ЯБ или технологического процесса при проведении ПОР обязан остановить работы, доложить руководителю работ и при необходимости выписать предупреждение (форма предупреждения - Приложение Б.).

11.36. Положение, регламентирующее порядок вручения «Предупреждения», меры воздействия на нарушителя и контроль выполнения мероприятий, изложенных в предупреждении, разрабатывается отделом ЯРБ предприятия и согласовывается с цехами, отделами, службами предприятия, утверждается главным инженером и вводится в действие приказом руководителя предприятия (положение может быть включено отдельной главой в инструкцию по ядерной безопасности или другой документ по организации ядерной безопасности).

11.37. Вскрытие аппаратных выгородок для проведения ПОР должно производиться только в соответствии с распоряжением ответственного сдатчика строящегося корабля, командира корабля (судна) при ремонте, капитана утилизируемого корабля с записью в журнале посещения аппаратных выгородок и при наличии перечня лиц, допущенных в аппаратные выгородки, утвержденного ответственным сдатчиком (командиром) корабля.

Вскрытие аппаратных выгородок и проведение ПОР должны осуществляться в соответствии с принципом «не менее двух лиц», когда одно лицо проводит работу, а другое лицо осуществляет его контроль.

11.38. В журнале посещения аппаратных выгородок должностное лицо, назначенное ответственным сдатчиком (командиром) корабля, обязано записать данные о времени вскрытия аппаратной выгородки, о наличии распоряжения на данное вскрытие аппаратной выгородки, о цели вскрытия, о должностном лице, в присутствии которого были вскрыты аппаратные выгородки, должности и фамилии посещающих лиц, время закрытия аппаратных выгородок.

11.39. Аппаратные выгородки должны сдаваться под охрану закрытыми на замок и опечатанными печатями в соответствии с порядком, установленным на предприятии (командиром корабля - во время ремонта).

11.40. При организации и планировании проведения ПОР при строительстве кораблей с ЯЭУ надлежит также руководствоваться требованиями раздела 5. РБЯ ВМФ-2001 а при их ремонте, переоборудовании и модернизации требованиями пунктов 6.46…6.59

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК СУДОВ

Дата введения 2001-10-01

Нормативный документ разработали: Макаров В.И. (РНЦ "Курчатовский институт"), Лаухин Е.В., Маркаров В.Г., Плужников И.М. (Госатомнадзор России), Кудрявцев Л.И., Слуцкер В.П., Соловьев Л.П., Чуканов В.Н., Шульгин А.Я. (НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России).

УТВЕРЖДЕНЫ постановлением Госатомнадзора России от 30 марта 2001 г. N 1.

Настоящие федеральные нормы и правила выпущены взамен Правил ядерной безопасности судовых атомных энергетических установок (ПБЯ-08-81).


Настоящие федеральные нормы и правила устанавливают требования к обеспечению ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов при проектировании, строительстве, вводе в эксплуатацию и эксплуатации. В них изложены требования к обеспечению ядерной безопасности оборудования и систем ядерных энергетических установок судов, регламентированы вопросы выполнения потенциально ядерно-опасных работ.

При разработке документа использованы проверенные многолетней практикой подходы к обеспечению безопасности атомных электростанций с учетом опыта проектирования и эксплуатации ядерных энергетических установок судов и требования федеральных законов "Об использовании атомной энергии" и "О радиационной безопасности населения" .

В нормативном документе учтены предложения и замечания Инспекции по атомным судам Российского Морского Регистра судоходства, ГУП "Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И.Африкантова", ОАО "ЦКБ "Айсберг", РНЦ "Курчатовский институт", Департамента безопасности мореплавания Минтранса России, ОАО "Мурманское морское пароходство", ГУП НПО "Аврора", ГНУ "Центральный научно-исследовательский институт имени академика А.Н.Крылова", АО "Атомэнерго", АО "Центральный научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт Морского Флота" после их обсуждения на совещаниях и выработки согласованных решений.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

	Аварийная защита
	Защитные системы безопасности
	Комплексная система управления техническими средствами
	Комплексные швартовные испытания
	Нормативные документы
	Обеспечивающие системы безопасности
ООБ ЯЭУ	Отчет по обоснованию безопасности ядерной энергетической установки
	Пост аварийного расхолаживания
	Потенциально ядерно-опасная работа
	Поглощающий элемент
	Радиоактивные отходы
	Радиоактивные вещества
	Реакторная установка (ядерная паропроизводящая установка)
	Системы, важные для безопасности
	Система управления и защиты
	Тепловыделяющая сборка
	Тепловыделяющий элемент
	Управляющие системы безопасности
	Управляющие системы нормальной эксплуатации
	Центральный пост управления
	Ядерная энергетическая установка

В настоящих Правилах используются термины и определения, приведенные в законодательных и иных нормативных правовых актах в области использования атомной энергии.

ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Авария * - нарушение эксплуатации ЯЭУ, при котором произошел выход РВ 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. Активная зона - часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель и элементы конструкций, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция деления и передача энергии теплоносителю.

3. Активная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой зависит от работы другой системы (элемента).

4. Безопасный отказ - отказ системы или элемента, при возникновении которого РУ переходит в безопасное состояние без необходимости инициирования каких-либо действий через УСБ.

5. Ввод в эксплуатацию ЯЭУ - этап жизненного цикла ЯЭУ, во время которого системы, оборудование и ЯЭУ в целом начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту. Этап включает КШИ судна и проверку ЯЭУ при ходовых испытаниях судна.

6. Внутренняя самозащищенность РУ - свойство РУ обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

7. Вывод из эксплуатации ЯЭУ - осуществление комплекса мероприятий после выгрузки активной зоны, исключающего использование ЯЭУ в качестве источника энергии и обеспечивающего безопасность персонала, населения и окружающей среды.

8. Головная конструкторская организация - организация, осуществляющая проектирование ЯЭУ и несущая ответственность совместно с судостроительной организацией за безопасность судна с ЯЭУ на этапе его строительства и ввода в эксплуатацию.

9. Зависимый отказ - отказ системы (элемента), являющийся следствием другого отказа или события.

10. Запроектная авария - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

11. Защитная оболочка - предусмотренная проектом судна специальная корпусная конструкция, образующая вокруг элементов РУ герметичную оболочку, предназначенную для предотвращения и ограничения распространения РВ из первого контура в другие части судна и в окружающую среду в количествах, превышающих установленные пределы.

12. Защитное ограждение - предусмотренная проектом судна специальная корпусная конструкция, образующая вокруг защитной оболочки дополнительное ограждение для ограничения утечки РВ в другие части судна и в окружающую среду при нарушении герметичности защитной оболочки.

13. Защитные системы (элементы) безопасности - системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов РУ, содержащих РВ.

14. Исходное событие аварии - единичный отказ в системах (элементах) РУ, включающий все зависимые отказы, являющиеся его следствием, внешнее событие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и (или) условий безопасной эксплуатации.

15. Квалификация - уровень подготовленности лица из числа персонала ЯЭУ, включая специальное образование, профессиональные знания, навыки и умения, а также опыт работы, обеспечивающие качество и безопасность эксплуатации ЯЭУ при выполнении должностных обязанностей.

16. Комплексные швартовные испытания - испытания систем и оборудования ЯЭУ и ЯЭУ в целом на всех проектных режимах и уровнях мощности вплоть до номинальной, при которых уточняются условия и пределы безопасной эксплуатации ЯЭУ.

17. Консервативный подход - подход к проектированию и конструированию, когда при анализе аварий для параметров и характеристик принимаются значения и пределы, заведомо приводящие к более неблагоприятным результатам.

18. Конструктивная защита ЯЭУ - предусмотренные проектом судна специальные конструкции корпуса, предназначенные для защиты ЯЭУ, ее систем безопасности и хранилищ РАО при столкновении судна с другим судном, плавающим или неподвижным предметом или при посадке на мель.

19. Критерии безопасности - установленные НД и (или) органами государственного регулирования безопасности значения параметров и (или) характеристик ЯЭУ, в соответствии с которыми обосновывается ее безопасность.

20. Культура безопасности - квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности ЯЭУ является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.

21. Нарушение нормальной эксплуатации ЯЭУ - нарушение в работе ЯЭУ, при котором произошло отклонение от установленных эксплуатационных пределов и условий.

22. Нормальная эксплуатация ЯЭУ - эксплуатация ЯЭУ в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

23. Обеспечение качества - планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы все работы по созданию и эксплуатации ЯЭУ проводились установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявленным к ним требованиям.

24. Обеспечивающие системы (элементы) безопасности ЯЭУ - системы (элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования.

25. Оболочка тепловыделяющего элемента - внешний слой твэла, обеспечивающий защиту от химически активного окружения и удержание продуктов деления, а также обеспечивающий механическую прочность твэла и предотвращающий вымывание теплоносителем топлива.

26. Отказы по общей причине - отказы систем (элементов), возникающие вследствие одного отказа или ошибки персонала, или внешнего или внутреннего воздействия*.

_________________

* Внутренние воздействия или причины - воздействия, возникающие при исходных событиях, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (давления, температуры, химической активности и т.п.), пожары и т.п., конструктивные, технологические и прочие внутренние причины

Внешние воздействия - воздействия природных явлений и деятельности человека, например, землетрясения, ураганы, штормы, тяжелые ладовые условия, крены и дифференты судна, затопление помещений судна, навигационные происшествия (столкновения судов, посадка на мель, затопление судна, опрокидывание судна и др.).

27. Отчет по обоснованию безопасности ЯЭУ - документ, содержащий необходимую информацию и обоснования и подтверждающий, что на всех планируемых этапах жизненного цикла ЯЭУ соответствующими проектными решениями может быть обеспечена ее безопасность.

28. Ошибка персонала - единичное непреднамеренное неправильное воздействие на управляющие органы, или единичный непреднамеренный пропуск правильного действия, или единичное непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании оборудования и систем, важных для безопасности.

29. Пассивная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу событием и не зависит от работы другой (активной) системы (элемента).

30. Первый контур ЯЭУ - контур вместе с системой компенсации давления, предназначенный для циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом режимах и условиях эксплуатации.

31. Перегрузка активной зоны (перегрузка) - ядерно-опасные работы на ЯЭУ по загрузке, извлечению и перемещению ТВС (твэлов), средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, в целях их ремонта, замены и демонтажа.

32. Персонал - члены судового экипажа, осуществляющие обслуживание и эксплуатацию ЯЭУ.

33. Последствия аварии - возникшая в результате аварии радиационная обстановка, наносящая убытки и вред из-за превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

34. Пост аварийного расхолаживания - пост, с которого можно произвести и проконтролировать перевод реактора в подкритическое состояние и его расхолаживание при выходе из строя центрального поста управления ЯЭУ.

35. Потенциально ядерно-опасная работа - работа, при проведении которой может возникнуть предаварийная ситуация или ядерная (радиационная) авария.

36. Предаварийная ситуация - состояние ЯЭУ, характеризующееся нарушением пределов или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

37. Пределы безопасной эксплуатации ЯЭУ - установленные проектом значения параметров технологического процесса ЯЭУ, отклонения от которых могут привести к аварии.

38. Принцип единичного отказа - принцип, в соответствии с которым система безопасности должна выполнять заданные функции при любом исходном событии, требующем ее работы, и при независимом от исходного события отказе одного любого из активных или пассивных элементов, имеющих механические движущие части.

39. Проектная авария - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

40. Проектные пределы - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ЯЭУ в целом, установленные в проекте для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии.

41. Путь протекания аварии - последовательность состояний систем и элементов ЯЭУ в процессе развития аварии.

42. Разработчик проекта РУ - организации, разрабатывающие проект РУ и обеспечивающие его научное сопровождение на всех этапах жизненного цикла РУ.

43. Реакторная установка - часть ЯЭУ, включающая реактор и непосредственно связанные с ним системы и оборудование, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты. Границы РУ определяются разработчиками РУ и судна и указываются в техническом проекте РУ.

44. Система - совокупность элементов, предназначенных для выполнения заданных функций.

45. Системы (элементы) безопасности - системы (элементы) ЯЭУ, предназначенные для выполнения функций безопасности.

46. Системы (элементы), важные для безопасности - системы и элементы безопасности ЯЭУ, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию ЯЭУ или препятствуют устранению отклонений от нормальной эксплуатации и могут приводить к проектным и запроектным авариям.

47. Система контроля и управления - система, предназначенная для контроля и управления технологическим оборудованием ЯЭУ и для формирования аварийных сигналов по технологическим параметрам.

48. Системы (элементы) нормальной эксплуатации - системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.

49. Система управления и защиты - система, предназначенная для контроля и управления органами воздействия на реактивность при нормальной эксплуатации и аварийных режимах.

50. Судостроительная организация - организация (юридическое лицо), осуществляющая собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по строительству судов с ЯЭУ, ввод в эксплуатацию ЯЭУ судна, в том числе загрузку активной зоны, физический пуск ядерного реактора, проведение комплексных швартовных испытаний ЯЭУ и ходовых испытаний судна, а также деятельность по обращению с ядерными материалами, РВ и РАО.

51. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора - конструктивный элемент ядерного реактора, предназначенный для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации основной части тепловой энергии и передачи ее теплоносителю.

52. Техническое диагностирование - определение технического состояния ЯЭУ, СВБ и их элементов путем контроля и прогнозирования этого состояния, поиска места и причин отказа (неисправности).

53. Управление аварией - действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий и на ослабление последствий запроектных аварий.

54. Управляющие системы (элементы) безопасности - системы (элементы), предназначенные для инициирования действий систем безопасности, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

55. Управляющие системы (элементы) нормальной эксплуатации - системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным технологическим целям, критериям и ограничениям управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации ЯЭУ.

56. Условия безопасной эксплуатации - установленные проектом условия по минимальному количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и условиям технического обслуживания систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и (или) критериев безопасности.

57. Физический пуск - этап ввода ЯЭУ в эксплуатацию, включающий достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых физических измерений на уровне мощности, при которой теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассеяния).

58. Функция безопасности - специфическая конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение, направленные на предотвращение аварий или ограничение их последствий.

59. Центральный пост управления - пост, с которого осуществляется автоматизированное и дистанционное управление ЯЭУ и централизованный контроль состояния ее систем и оборудования при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и авариях.

60. Швартовные испытания судна - комплексная проверка систем и оборудования судна в действии при его стоянке у пирса, в том числе посистемное и комплексное испытание ЯЭУ на всех эксплуатационных режимах.

61. Элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.

62. Эксплуатация ЯЭУ - вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была сооружена ЯЭУ, включая работу на мощности, пуски, остановки, испытания, техническое обслуживание, ремонты, консервацию, перегрузки активной зоны.

63. Эксплуатационные пределы - значения параметров и характеристики состояния систем (элементов) и ЯЭУ в целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации.

64. Эксплуатационные условия - установленные проектом условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем (элементов), необходимые для работы без нарушения эксплуатационных пределов.

65. Эксплуатирующая организация - организация (юридическое лицо), созданная в соответствии с законодательством Российской Федерации и признанная соответствующим органом управления использованием атомной энергии, пригодной эксплуатировать суда с ЯЭУ, и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по эксплуатации и выводу из эксплуатации ЯЭУ, а также деятельность по обращению с ядерными материалами, РВ и РАО.

66. Ядерная авария - авария, связанная:

- с образованием критической массы при переработке, транспортировании и хранении ядерно-опасного делящегося материала;

- с повреждением в ядерной установке элементов, содержащих ядерное топливо, и (или) с выходом РВ или ионизирующего излучения выше установленных пределов, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления, нарушением теплоотвода от элементов, содержащих ядерное топливо, а также с образованием критической массы при перегрузке ядерного топлива.

67. Ядерная безопасность ЯЭУ - совокупность свойств ЯЭУ, состояний технических средств и организационных мер, исключающая с определенной вероятностью ядерную аварию.

68. Ядерная энергетическая установка судна - комплекс, включающий РУ, системы и элементы, с необходимым персоналом, предназначенные для обеспечения судна тепловой, механической, электрической энергией.

69. Ядерно-опасная ситуация - нарушение контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в ядерной установке или теплоотвода от элементов, содержащих ядерное топливо, не приведшее к ядерной аварии.

70. Ядерный реактор - часть РУ, предназначенная для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления с целью выработки тепловой энергии.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Настоящие Правила ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов (далее - Правила) распространяются на все проектируемые, строящиеся и эксплуатирующиеся в Российской Федерации ЯЭУ гражданских судов (самоходные и несамоходные) с водо-водяными ядерными реакторами под давлением.

1.2. Сроки и объем мероприятий по приведению ЯЭУ действующих и строящихся судов в соответствие с требованиями настоящих Правил устанавливаются в каждом конкретном случае в порядке, установленном для лицензирования деятельности по строительству и эксплуатации ЯЭУ.

1.3. Настоящие Правила определяют общие требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов ЯЭУ, а также организационные требования к обеспечению ядерной безопасности при проектировании, строительстве, вводе в эксплуатацию, эксплуатации, ремонте и консервации ЯЭУ.

1.4. Настоящие Правила разработаны на основании опыта проектирования, строительства и эксплуатации ЯЭУ с учетом принципов обеспечения безопасности, изложенных в Общих положениях обеспечения безопасности ядерных энергетических установок судов (НП-022-2000), Кодексе по безопасности ядерных торговых судов, Правилах классификации и постройки атомных судов Российского Морского Регистра судоходства.

1.5. Ядерная безопасность ЯЭУ определяется техническим совершенством проектов, требуемым качеством изготовления, монтажа, нападки и испытаний элементов и систем ЯЭУ, СВБ, их надежностью при эксплуатации, диагностикой состояния, качеством и своевременностью ремонтов и устранения отказов, проведения вахтенного и технического обслуживания, организацией работ по технологическим картам, квалификацией и дисциплиной персонала.

Ядерная безопасность ЯЭУ обеспечивается системой технических и организационных мер, в том числе за счет:

- использования и развития свойств внутренней самозащищенности;

- применения концепции глубокоэшелонированной защиты;

- использования систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, пространственного и физического разделения, функциональной независимости, единичного отказа и т.д.;

- использования надежных, проверенных практикой технических решений и обоснованных методик;

- выполнения норм, стандартов, требований правил и других НД по безопасности, а также строгого соблюдения требований, указанных в проекте судна;

- формирования и внедрения культуры безопасности;

- применения системы обеспечения качества на этапах жизненного цикла ЯЭУ (проектирование, строительство, ввод в эксплуатацию, эксплуатация ЯЭУ);

- комплектования персонала ЯЭУ в соответствии с требованиями НД.

2. СИСТЕМЫ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ, ВАЖНЫЕ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ

2.1. Общие требования

2.1.1. Проектирование, строительство и эксплуатация ЯЭУ, а также конструирование и изготовление элементов ЯЭУ должны осуществляться с соблюдением требований НД.

2.1.2. ЯЭУ и ее системы в части ядерной безопасности должны выполнять следующие функции:

- обеспечивать:

контроль плотности нейтронного потока (мощности) и скорости ее изменения;

контроль технологических параметров при всех возможных изменениях условий нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

управление ЯЭУ на всех режимах работы;

формирование сигналов защиты и управления реактивностью и мощностью ЯЭУ, аварийной и предупредительной сигнализации;

перевод реактора в подкритическое состояние и поддержание его в подкритическом состоянии;

вывод ЯЭУ из действия и управление режимом расхолаживания;

информационное обеспечение оператора для управления проектными и запроектными авариями;

аварийное охлаждение активной зоны;

- предотвращать:

нарушение функции контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора;

достижение критичности при перегрузке активной зоны;

нарушение процесса теплоотвода от твэлов при работе реактора на мощности и остаточных тепловыделений при остановке и расхолаживании;

- ограничивать в комплексе с оборудованием и системами ЯЭУ и судна радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду.

2.1.3. В проекте ЯЭУ должны быть обоснованы и определены программы и методики диагностики систем, важных для безопасности.

2.1.4. Перечень систем (элементов) ЯЭУ, важных для безопасности, работоспособность и характеристики которых в целях подтверждения проектных параметров должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления, монтажа при комплексных швартовных и ходовых испытаниях, а также периодической проверке в период эксплуатации, определяется в проекте ЯЭУ.

Приспособления, устройства, методики проверок СВБ на соответствие проектным характеристикам на работающем или остановленном реакторе должны быть предусмотрены проектом Устройства и методы проверок не должны приводить к снижению безопасности ЯЭУ.

2.1.5. Конструкция ЯЭУ, включая ее системы, устройства, составные части и элементы, должна быть проанализирована с целью обнаружения их возможных отказов или неправильного функционирования, должны быть выявлены обусловленные ими нарушения пределов и (или) условий безопасной эксплуатации, выделены наиболее опасные отказы. Результаты анализа отказов должны быть отражены в ООБ ЯЭУ.

2.1.6. В проекте ЯЭУ должны быть приведены перечень исходных событий и анализ проектных и запроектных аварий с оценкой их последствий. В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть аварию с расплавлением активной зоны.

2.1.7. В проекте ЯЭУ должны быть предусмотрены и в ООБ ЯЭУ показаны перечни расчетных программ, используемых для обоснования безопасности, и указаны области их применения. Программы должны быть аттестованы в установленном порядке.

2.1.8. При модернизации ЯЭУ разработчик проекта ЯЭУ должен выполнить:

- анализ для выявления исходных событий, обусловленных изменениями, внесенными в системы (элементы) ЯЭУ;

- анализ безопасности с определением радиационных последствий аварий, относящихся к новому перечню исходных событий модифицируемой ЯЭУ, и убедиться, что ранее рассмотренные аварии не имеют более тяжелых радиационных последствий.

2.1.9. При проектировании ЯЭУ должны быть обоснованы ресурс и предельные сроки службы систем и элементов, определены критерии их замены.

2.1.10. Вопросы обеспечения качества изготовления элементов ЯЭУ при строительстве, вводе в эксплуатацию, эксплуатации ЯЭУ должны решаться соответствующими предприятиями-изготовителями, судостроительной и эксплуатирующей организациями. Судостроительная и эксплуатирующая организации должны разрабатывать общие программы обеспечения качества соответственно строительства и эксплуатации ЯЭУ, а все их субподрядные организации - частные программы обеспечения качества.

2.1.11. Системы, устройства и элементы ЯЭУ, важные для безопасности, должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления, монтажа и наладки, а при эксплуатации - проверке на соответствие проектно-конструкторским характеристикам. В проекте ЯЭУ должны предусматриваться программы, методики и устройства для этих проверок, указываться их периодичность. СВБ должны быть обеспечены средствами контроля и при необходимости резервироваться.

2.1.12. В проекте ЯЭУ должен быть предусмотрен контроль радиоактивности:

- теплоносителя первого контура;

- радиоактивных выбросов в местах их организованного выхода;

- РАО.

2.1.13. Реакторное помещение и смежные с ним помещения или их части должны быть оборудованы конструктивной защитой, предназначенной для защиты ЯЭУ и СВБ от повреждения при учитываемых в проекте судна аварийных происшествиях.

2.2. Конструкция, характеристики активной зоны реактора и исполнительных механизмов СУЗ

2.2.1. Активная зона и элементы реактора, влияющие на реактивность, должны быть спроектированы таким образом, чтобы любые изменения реактивности за счет органов регулирования и эффектов реактивности в эксплуатационных состояниях и при проектных авариях не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных проектных пределов. В рабочем диапазоне температур активной зоны значения коэффициентов реактивности должны быть отрицательными при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

2.2.2. Характеристики ядерного топлива, активной зоны, расположение твэлов, выгорающего поглотителя, рабочих органов СУЗ и других устройств, влияющих на реактивность, должны исключать возможность достижения критичности при разрушении активной зоны или расплавлении топлива.

2.2.3. Включение (выключение) циркуляционных насосов первого контура и (или) системы аварийного расхолаживания на остановленном реакторе не должно выводить его из подкритического состояния при любом учитываемом в проекте исходном событии.

2.2.4. В проекте РУ должно быть показано и в ООБ ЯЭУ обосновано, что при проектных авариях, связанных с увеличением реактивности, не происходит формоизменение и повреждение твэлов сверх проектных пределов.

2.2.5. В проекте активной зоны должны быть установлены и обоснованы допустимые пределы повреждений твэлов (предельные значения объемной активности теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам).

Конструкция активной зоны должна быть такой, чтобы при нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и проектных авариях не превышались проектные пределы повреждения твэлов с учетом:

- проектного количества режимов и их проектного протекания;

- тепловой, механической и радиационной деформации компонентов активной зоны;

- предельных значений теплотехнических параметров;

- вибрации, термоциклирования, усталости и старения материалов;

- влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на коррозию оболочек твэлов;

- воздействия радиационных и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов активной зоны и целостность оболочек твэлов.

2.2.6. Характеристики активной зоны и средств воздействия на реактивность должны быть такими, чтобы при введении этих средств в активную зону в любой комбинации их расположения исключалось увеличение реактивности на любом участке их движения.

2.2.7. Конструкция ТВС и реактора должна исключать при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и проектных авариях непредусмотренные перемещения, деформации элементов активной зоны, изменение геометрии твэлов и других элементов ТВС, ухудшение условий теплоотвода, приводящих к повреждению твэлов сверх проектных пределов или препятствующих нормальному функционированию органов СУЗ.

2.2.8. Активная зона, элементы реактора и исполнительные механизмы СУЗ должны быть спроектированы таким образом, чтобы исключалось заклинивание (невозможность перемещения в любом направлении от электродвигателя и ручного привода), выброс рабочих органов или их самопроизвольное расцепление с элементами исполнительных механизмов СУЗ.

2.2.9. В проекте РУ должна быть предусмотрена и в ООБ ЯЭУ обоснована возможность выгрузки активной зоны и ее компонентов после проектной аварии.

2.2.10. Конструкция ТВС должна иметь отличительные знаки, характеризующие содержание топлива и поглотителя.

2.2.11. Твэлы и пэлы с различным содержанием соответственно топлива и поглотителя должны иметь отличительные знаки.

2.3. Первый контур реакторной установки

2.3.1. В проекте РУ должны быть определены границы первого контура.

2.3.2. В проекте РУ должно быть показано, что элементы и системы первого контура, включая корпус реактора, надежно работают в течение проектного срока службы с учетом коррозионно-химических, нейтронно-физических, радиационных, тепловых, силовых и других воздействий, возможных при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и проектные аварии. Количество и характер воздействий, учитываемых при определении проектного срока службы, должны быть приведены в проекте РУ и обоснованы в ООБ ЯЭУ.

2.3.3. Теплообменное оборудование, служащее для передачи тепла от первого контура реактора, должно иметь запас теплообменной поверхности для компенсации ухудшения ее теплопередающих характеристик в процессе эксплуатации.

2.3.4. Компоновка оборудования и геометрия первого контура должны обеспечивать условия развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре, гарантирующей отвод остаточного тепловыделения активной зоны без превышения эксплуатационных пределов повреждения твэлов, при срабатывании A3 на любом уровне мощности реактора.

2.3.5. Проектом РУ должны быть предусмотрены средства для защиты от недопустимого повышения давления в первом контуре при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и проектные аварии (применение предохранительных клапанов, соединяющих объем первого контура с атмосферой, не допускается), средства обнаружения местонахождения и оценки величины течи теплоносителя первого контура.

2.3.6. Проектом РУ должны быть предусмотрены технические средства для компенсации течи теплоносителя. Максимальная течь должна быть обоснована в проекте РУ.

2.3.7. Проектом РУ должна быть предусмотрена установка ограничителей течи на трубопроводах первого контура, отходящих от основного контура циркуляции. Отсутствие ограничителей течи должно быть обосновано в проекте.

2.3.8. Проектом РУ должны быть предусмотрены технические меры по защите первого контура от непреднамеренного дренирования теплоносителя.

Должны быть исключены какие-либо вводы в корпус реактора, расположенные ниже верхней границы активной зоны. Допустимость намеренного частичного дренирования воды первого контура РУ при проведении ремонтных работ и перегрузке активной зоны должна быть обоснована в проекте.

2.3.9. В проекте РУ должны быть приведены показатели качества и химического состава теплоносителя, а также требования к средствам их поддержания во время эксплуатации, в том числе к средствам очистки теплоносителя от радиоактивных продуктов деления и коррозии.

2.3.10. Проектом РУ должны быть предусмотрены меры по обнаружению и отводу водорода из систем и устройств, предотвращающие образование гремучей смеси.

2.4. Управление ядерной энергетической установкой

2.4.1. Общие требования

2.4 1.1. В состав ЯЭУ должна входить система управления ЯЭУ, состоящая из УСНЭ и УСБ.

2.4.1.2. Система управления ЯЭУ должна обеспечивать контроль технического состояния и безопасное управление технологическим оборудованием РУ на всех режимах эксплуатации.

2.4.1.3. УСНЭ должны обеспечивать управление технологическими процессами на всех режимах работы ЯЭУ с установленными в проекте показателями качества, надежности и метрологическими характеристиками.

2.4.1.4. УСБ должны автоматически выполнять свои функции при возникновении условий, предусмотренных проектом РУ.

2.4.1.5. Состав, структура, характеристики и порядок работы СУЗ должны быть обоснованы в проекте ЯЭУ.

2.4.1.6. Управление реактором и его основными системами должно проводиться с ЦПУ, оборудованного телефонной и громкоговорящей связью с реакторным отсеком (помещением) и при необходимости с другими отсеками (помещениями). Наблюдение за реакторным помещением должно быть обеспечено с помощью телевизионной установки из помещения поста управления и визуально с поста управления ремонтом.

2.4.1.7. На случай невозможности управления с ЦПУ должен быть предусмотрен ПАР, на который по независимым линиям (кабелям) как минимум выведены:

- кнопка A3;

- сигнализация нижних положений рабочих органов СУЗ;

- не менее двух приборов контроля за состоянием РУ;

- управление системами аварийного расхолаживания реактора.

2.4.1.8. Должна быть исключена возможность выведения из строя цепей управления и контроля ЯЭУ основного ЦПУ и резервного ПАР по общей причине при учитываемых в проекте ЯЭУ исходных событиях, а также исключена техническими средствами возможность одновременного управления с основного и резервного постов управления.

2.4.1.9. Проект КСУ ТС должен содержать анализ реакций систем управления на внешние и внутренние воздействия (пожары, затопления, электромагнитные наводки и др.), на возможные неисправности (короткие замыкания, потеря качества изоляции, падение и наводки напряжения, ложные срабатывания, заклинивание рабочих органов, потеря управления и т.д.), доказывающий отсутствие опасных для РУ реакций.

В случае выявления в процессе эксплуатации опасных для РУ реакций реактор должен быть переведен в подкритическое состояние, приняты меры по их исключению и установленным порядком выполнено соответствующее изменение проекта РУ.

2.4.1.10. В проекте РУ должна быть представлена и обоснована методика определения фактической мощности реактора, указаны допустимая и действительная погрешности ее определения, регламентированы требования к классу точности приборов измерения мощности. Должна быть представлена методика установления соответствия нейтронной и тепловой мощности.

2.4.1.11. Техническими средствами должна быть исключена возможность:

- одновременного извлечения рабочих органов СУЗ в количестве, превышающем проектное;

- несанкционированного подъема рабочих органов СУЗ при регламентных проверках на величину, определяемую проектом РУ.

2.4.1.12. В проекте ЯЭУ должны быть приведены следующие перечни по оборудованию ЯЭУ и СВБ:

- контролируемых параметров;

- дистанционно управляемой арматуры и автоматизированных механизмов;

- алгоритмов управления.

2.4.1.13. В проекте ЯЭУ должны быть обоснованы и в ООБ ЯЭУ представлены перечни блокировок и защит оборудования ЯЭУ, а также технические требования к условиям их срабатывания.

2.4.1.14. В системах управления ЯЭУ и системах безопасности ЯЭУ должны быть предусмотрены устройства, формирующие следующие сигналы:

- аварийного оповещения (звуковой сигнал тревоги) - в случаях, предусмотренных проектом РУ;

- аварийные (световые и звуковые) - при достижении параметрами уставок и условий срабатывания A3;

- предупредительные (световые и звуковые) - при нарушении пределов и условий нормальной эксплуатации ЯЭУ;

- указательные - о положении рабочих органов СУЗ, наличии напряжения в цепях электропитания, состоянии оборудования и приборов и т.п.

Объем и характер сигнализации определяются проектом ЯЭУ.

2.4.1.15. Для регулируемых и контролируемых параметров в проекте ЯЭУ должны быть обоснованы и в ООБ ЯЭУ представлены диапазоны и скорости их изменения при нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и проектных авариях.

2.4.1.16. Рабочие органы СУЗ перед пуском реактора должны быть приведены в состояние, определяемое проектом РУ.

2.4.1.17. Все приводы рабочих органов СУЗ должны иметь указатели промежуточных положений, сигнализаторы конечных положений и концевые выключатели, срабатывающие по возможности непосредственно от рабочих органов. Для рабочих органов A3 указатели промежуточного положения необязательны[email protected]

Если процедура оплаты на сайте платежной системы не была завершена, денежные
средства с вашего счета списаны НЕ будут и подтверждения оплаты мы не получим.
В этом случае вы можете повторить покупку документа с помощью кнопки справа.

Произошла ошибка

Платеж не был завершен из-за технической ошибки, денежные средства с вашего счета
списаны не были. Попробуйте подождать несколько минут и повторить платеж еще раз.