Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации аэс - эксплуатация аэс. К правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций Управление нейтронным потоком и реактивностью
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.
ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
Утверждены
постановлением
Федеральной службы
по экологическому,
технологическому и атомному
надзору
от 10 декабря 2007 г. № 4
Правила ядерной безопасности
реакторных установок
атомных станций
НП-082-07
Москва 2007
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору постановляет:
Утвердить и ввести в действие с 1 июня 2008 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (НП-082-07).
Руководитель К.Б. Пуликовский
Регистрационный № 10951
Содержание
|
Настоящие федеральные нормы и правила "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" определяют требования к обеспечению ядерной безопасности реакторных установок атомных станций при проектировании, конструировании, сооружении и эксплуатации.
Выпущены взамен Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС-89 с изменением № 1 и раздела 4 Правил ядерной безопасности атомных станций ПБЯ-04-74*.
Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 21 января 2008 г., регистрационный № 10951.
* Разработаны специалистами НТЦ ЯРБ с учетом замечаний и предложений следующих организаций: ФГУП "Государственный научно-исследовательский проектно-конструкторский институт Атомэнергопроект", ФГУП "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях", ФГУП "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара", ФГУП "Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии", ФГУП "Опытное конструкторское бюро "Гидропресс", ФГУП "Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского", открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов", ФГУП "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов", ОАО "Машиностроительный завод", ОАО "Мурманское морское пароходство", ОАО "ТВЭЛ", ФГУП "Опытно-конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова", ФГУП "Горнохимический комбинат", ФГУП "Производственное объединение "Маяк", ФГУП "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля", филиалы концерна "Росэнергоатом" Балаковская АЭС, Белоярская АЭС, Билибинская АЭС, Калининская АЭС, Кольская АЭС, Курская АЭС, Ленинградская АЭС, Нововоронежская АЭС, Смоленская АЭС, Управление ядерной и радиационной безопасности Агентства по атомной энергии, РНЦ "Курчатовский институт"
Перечень сокращений
АЗ - аварийная защита
АС - атомная станция
ACT - атомная станция теплоснабжения
БН - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
БПУ (БЩУ) - блочный пункт (щит) управления
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор
КГО - контроль герметичности оболочки
ООБ - отчет по обоснованию безопасности
ПЗ - предупредительная защита
РБМК - реактор большой мощности канальный
РПУ (РЩУ) - резервный пункт (щит) управления
РУ - реакторная установка
СВБ - система важная для безопасности
СУЗ - система управления и защиты
ТВС - тепловыделяющая сборка
твэл - тепловыделяющий элемент
УСБ - управляющие системы безопасности
УСНЭ - управляющие системы нормальной эксплуатации
ЭГП-6 - энергетическая графитовая петельная реакторная установка
Термины и определения
В целях настоящего документа используются следующие термины и определения.
1. Аварийная защита :
Функция безопасности, заключающаяся в быстром переводе реактора в подкритическое состояние и в поддержании его в подкритическом состоянии;
Комплекс систем безопасности, выполняющий функцию АЗ.
2. Активная зона - часть реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления и передачи энергии теплоносителю.
3. Группа рабочих органов СУЗ - один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению в целях одновременного совместного перемещения и воздействия на реактивность.
4. Диагностика - функция контроля, целью которой является определение состояния работоспособности (неработоспособности) или исправности (неисправности) диагностируемого объекта.
5. Извлечение средств воздействия на реактивность - такое перемещение или изменение состояния средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности (введение средств воздействия на реактивность приводит к вводу отрицательной реактивности).
6. Исполнительный механизм СУЗ - устройство, состоящее из привода, рабочих органов и соединительных элементов и предназначенное для изменения реактивности реактора.
7. Канал контроля - совокупность датчиков, линий связи, средств обработки сигналов и (или) представления параметров, предназначенных для обеспечения контроля в заданном проектом объеме.
8. Комплект аппаратуры АЗ - аппаратура системы управления и защиты, выполняющая в заданном проектом РУ объеме функции контроля и управления АЗ.
9. Максимальный запас реактивности - реактивность, которая может реализовываться в реакторе при удалении из активной зоны всех средств воздействия на реактивность и извлекаемых поглотителей для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения.
10. Максимальный проектный предел повреждения твэлов - допустимые значения параметров и характеристик твэлов в условиях проектных аварий, превышение которых может приводить к разрушению твэлов.
11. Перегрузка активной зоны (перегрузка) - ядерно-опасные работы на РУ по загрузке, извлечению и перемещению ТВС (твэлов), средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, в целях их ремонта, замены и демонтажа.
12. Повреждение твэла - нарушение хотя бы одного из установленных для твэлов проектных пределов повреждения.
13. Предупредительная защита - функция, выполняемая управляющей системой нормальной эксплуатации блока АС, для предотвращения срабатывания аварийной защиты и (или) нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации.
14. Привод СУЗ - устройство, предназначенное для изменения положения механического рабочего органа СУЗ и его удержания в фиксированном положении.
15. Рабочий орган АЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в АЗ.
16. Рабочий орган СУЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в СУЗ.
17. Разгерметизация твэла - повреждение твэла с нарушением целостности оболочки твэла типа газовой неплотности или прямого контакта ядерного топлива с теплоносителем.
18. Разрушение твэла - нарушение целостности конструкции твэла, в результате которой твэл утрачивает геометрию, обеспечивающую его проектное охлаждение.
19. Реакторная установка - комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами АС. Границы РУ устанавливаются для каждой АС в проекте.
20. Сигнал АЗ - сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры АЗ с целью инициировать срабатывание рабочих органов АЗ и поступающий в средства регистрации, а также на БПУ и РПУ для оповещения персонала.
21. Сигнал ПЗ - сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и управления для инициирования функций ПЗ и оповещения персонала о возможных нарушениях нормальной эксплуатации.
22. Система остановки реактора - система, предназначенная для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность.
23. Система управления и защиты - совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции деления.
Система управления и защиты - система, важная для безопасности, совмещающая функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящая из элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.
24. Средства воздействия на реактивность - технические средства, реализуемые в виде твердых, жидких или газообразных поглотителей (замедлителей, отражателей), изменением положения или состояния которых в активной зоне или отражателе обеспечивается изменение реактивности активной зоны реактора.
25. Тепловыделяющая сборка - машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции.
26. Тепловыделяющий элемент (твэл) - отдельная сборочная единица, содержащая ядерные материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для накопления нуклидов.
27. Тяжелое повреждение активной зоны реактора - запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть превышен предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.
28. Указатель положения рабочего органа СУЗ - устройство для определения положения рабочего органа СУЗ в активной зоне реактора.
29. Эквивалентная степень окисления оболочки - отнесенная к начальной толщине оболочки суммарная толщина эквивалентного слоя, который прореагировал бы с водяным паром в предположении, что весь местно-поглощенный кислород пошел на образование стехиометрического диоксида циркония ZrО 2 . В случае разгерметизации оболочки учитывается окисление как наружной, так и внутренней поверхности оболочки.
1. Назначение и область применения
1.1. Настоящие Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций распространяются на все проектируемые, конструируемые, сооружаемые и эксплуатируемые АС.
1.2. Настоящие Правила устанавливают требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов РУ, а также организационные требования, направленные на обеспечение ядерной безопасности при проектировании, конструировании, сооружении и эксплуатации РУ и АС.
1.3. Настоящие Правила разработаны на основе требований общих положений обеспечения безопасности АС, а также опыта проектирования, конструирования, сооружения и эксплуатации АС и конкретизируют требования общих положений обеспечения безопасности АС в части обеспечения ядерной безопасности РУ и АС, за исключением требований к хранению и транспортированию ядерного топлива.
1.4. Ядерная безопасность РУ и АС определяется техническим совершенством проектов, требуемым качеством изготовления, монтажа, наладки и испытаний элементов и систем, важных для безопасности, их надежностью при эксплуатации, диагностикой технического состояния оборудования, качеством и своевременностью проведения технического обслуживания и ремонта оборудования, контролем и управлением технологическими процессами при эксплуатации, организацией работ, квалификацией и дисциплиной персонала.
1.5. Ядерная безопасность РУ и АС обеспечивается системой технических и организационных мер, предусмотренных концепцией глубокоэшелонированной защиты, в том числе за счет:
Использования и развития свойств внутренней самозащищенности;
Использования систем безопасности, построенных на основе принципов независимости, разнообразия и резервирования; единичного отказа;
Использования надежных, проверенных практикой технических решений и обоснованных методик, расчетных анализов и экспериментальных исследований;
Выполнения требований нормативных документов по безопасности РУ и АС, соблюдения требований проектов РУ и АС;
Устойчивости технологических процессов;
Реализации систем обеспечения качества на всех этапах создания и эксплуатации АС;
Формирования и внедрения культуры безопасности на всех этапах создания и эксплуатации АС.
2. Требования обеспечения ядерной безопасности, предъявляемые к реактору и другим системам, важным для безопасности
2.1. Общие требования
2.1.1. Проектирование, сооружение и эксплуатация блока АС, а также конструирование и изготовление элементов РУ и АС должны осуществляться с соблюдением требований действующих нормативных документов по безопасности АС.
2.1.2. Сооружению АС должна предшествовать разработка проекта РУ и проекта АС. В проектах РУ и АС должны быть определены системы, важные для безопасности, их основные характеристики, надежность, срок службы, а также порядок их функционирования, условия эксплуатации, средства контроля и диагностики этих систем.
2.1.3. Изменение состава, конструкции и (или) характеристик РУ и ее систем, важных для безопасности, а также условий эксплуатации АС не может быть выполнено без внесения соответствующих изменений в проекты РУ и АС.
2.1.4. При разработке проекта РУ и (или) при модернизации активной зоны реактора с использованием новых конструкций ТВС, новых композиций ядерного топлива, совершенствовании СУЗ и других систем, важных для безопасности, должны быть выполнены необходимые стендовые и реакторные исследования. В проекте РУ должна быть показана достаточность проведенных исследований для доказательства выполнения критериев безопасности.
2.1.5. Для всех этапов жизненного цикла РУ и АС должны быть разработаны программы обеспечения качества.
2.1.6. В целях поддержания и подтверждения проектных характеристик системы (элементы) РУ и АС, важные для безопасности, должны проходить контроль и испытания в процессе изготовления, монтажа и наладки, а также периодическую проверку в процессе эксплуатации.
Проектами РУ и АС должны быть предусмотрены устройства, методики и периодичность проверок систем, важных для безопасности, на соответствие их проектным характеристикам, включая комплексное опробование (последовательности и времени прохождения сигналов, в том числе срабатывания АЗ, перехода на аварийные источники питания, обеспечения функций безопасности и т.д.).
Проектами РУ и АС должны быть определены перечни систем и элементов, работоспособность и характеристики которых проверяются на работающем или остановленном реакторе, с указанием состояния РУ и систем РУ и АС, важных для безопасности.
Устройства и методики проверки систем РУ и АС, важных для безопасности, и их элементов не должны влиять на безопасность АС.
2.1.7. Основным документом по обоснованию ядерной безопасности РУ является отчет по обоснованию безопасности АС (соответствующие разделы ООБ АС). Для АС, ООБ которых не разрабатывался, таким документом является действующее техническое обоснование безопасности (ТОБ) или отчет по углубленной оценке безопасности (ОУОБ). Разработка ООБ АС осуществляется эксплуатирующей организацией при соблюдении соответствия ООБ АС проектам РУ и АС.
2.1.8. В проектах РУ и АС должны быть установлены и представлены в ООБ АС перечень исходных событий проектных аварий и перечень запроектных аварий, классификация проектных и запроектных аварий по частоте возникновения и по тяжести последствий, а также анализ проектных и запроектных аварий и их последствий. В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть аварии с тяжелым повреждением активной зоны.
2.1.9. При проектировании РУ следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение суммарной частоты тяжелого повреждения активной зоны не превышало 10 -5 на реактор в год.
2.1.10. Проекты РУ и АС должны содержать анализ возможных отказов систем (элементов), важных для безопасности, с выделением опасных для РУ и АС отказов и оценкой их последствий на основе вероятностного и детерминистического анализа безопасности.
2.1.11. В проектах РУ и АС должны быть приведены и обоснованы эксплуатационные пределы и условия, пределы и условия безопасной эксплуатации, а также проектные пределы, установленные для проектных аварий.
2.1.12. В проектах РУ и АС каждой проектной аварии или группе аварий должны быть поставлены в соответствие проектные пределы для проектных аварий, которые не должны превышаться с учетом действия систем безопасности.
2.1.13. В проектах РУ и АС должно быть показано, что для проектных аварий с наиболее тяжелыми последствиями не превышается максимальный проектный предел повреждения твэлов.
Для остальных проектных аварий проектные пределы повреждения твэлов должны устанавливаться проектом РУ и иметь значения, меньшие максимального проектного предела повреждения твэлов.
Пределы повреждения твэлов для АС с наиболее распространенными типами РУ приведены в приложении.
Для проектируемых АС с другими типами РУ такие пределы должны быть обоснованы в проектах РУ и АС.
2.1.14. В проектах РУ и АС должен быть приведен перечень ядерно-опасных работ.
2.1.15. В проектах РУ и АС должны быть представлены перечни методик и программ, применяемых при обосновании безопасности и используемых в системах важных для безопасности. Используемые программы и методики должны быть верифицированы и аттестованы по установленным процедурам.
2.2. Активная зона реактора и элементы ее конструкции
2.2.1. Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы любые изменения реактивности при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приводили к нарушению соответствующих пределов повреждения твэлов.
Требования к коэффициентам реактивности реакторов АС с наиболее распространенными типами РУ приведены в приложении.
2.2.2. В проекте РУ должно быть показано, что при проектных авариях, связанных с быстрым увеличением реактивности, усредненная по поперечному сечению топливной таблетки (среднерадиальная) энтальпия топлива должна быть не выше предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных, а также исключеноразрушение твэлов и ТВС. Для запроектных аварий должны быть приведены условия, при которых возможно разрушение части твэлов и ТВС.
2.2.3. В проекте РУ должно быть установлено соответствие между пределами повреждения твэлов и активностью теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам с учетом эффективности систем очистки теплоносителя.
2.2.4. Для обоснования выполнения требований к непревышению пределов безопасной эксплуатации по повреждению твэлов при нарушениях нормальной эксплуатации в проекте РУ должен быть выполнен анализ теплотехнической надежности активной зоны с обоснованием достаточности предусмотренных проектом РУ запасов.
2.2.5. Окисление оболочек твэлов в процессе эксплуатации РУ не должно приводить к их чрезмерному охрупчиванию. В проекте РУ должна быть обоснована (на основе экспериментальных данных) и приведена эквивалентная степень окисления оболочки твэлов при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
2.2.6. Для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем должно быть показано, что при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, образование пустот в натриевом теплоносителе исключено.
2.2.7. Конструкция и исполнение активной зоны и ее элементов, включая ТВС и твэлы, должны быть такими, чтобы при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не превышались соответствующие пределы повреждения твэлов с учетом:
Проектных режимов работы РУ, их количества и проектного протекания;
Силового (механического), теплового и радиационного воздействия на компоненты активной зоны;
Физико-химического взаимодействия материалов активной зоны и теплоносителя;
Предельных отклонений конструктивных, технологических характеристик и параметров процессов;
Ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружения, радиационной и температурной ползучести, а также старения материалов;
Влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на прочность и коррозионную стойкость твэлов;
Других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов активной зоны и целостность оболочек твэлов.
2.2.8. В проекте РУ и АС должна быть обоснована и обеспечена проектными техническими средствами возможность выгрузки поврежденных компонентов активной зоны после проектной аварии.
2.2.9. Активная зона и исполнительные механизмы СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание, выброс рабочих органов или их самопроизвольное расцепление с приводами СУЗ.
2.2.10. В проекте РУ должно быть показано, что при непредусмотренном перемещении наиболее эффективных одного или группы рабочих органов СУЗ не происходит повреждение твэлов с нарушением пределов безопасной эксплуатации с учетом срабатывания АЗ без одного наиболее эффективного рабочего органа АЗ.
2.2.11. При нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна исключаться возможность непредусмотренных перемещений и (или) деформаций элементов активной зоны, вызывающих увеличение реактивности и ухудшение теплоотвода, приводящих к повреждению твэлов сверх соответствующих проектных пределов.
2.2.12. В проектах РУ и АС должно быть показано и обосновано, что при сейсмических воздействиях, свойственных площадке блока АС, обеспечивается беспрепятственный ввод в активную зону рабочих органов регулирования и АЗ, а также надежный теплоотвод от активной зоны.
2.2.13. Характеристики активной зоны и средств воздействия на реактивность должны быть такими, чтобы введение в активную зону и (или) отражатель средств воздействия на реактивность для любой комбинации их расположения при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивало ввод отрицательной реактивности на любом участке их движения.
2.2.14. Конструкция ТВС должна быть такой, чтобы формоизменения твэлов и других элементов ТВС, возможные при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не вызывали перекрытие проходного сечения ТВС, приводящее к повреждению твэлов сверх соответствующих пределов, и не препятствовали нормальному функционированию рабочих органов СУЗ.
2.2.15. Конструкция ТВС должна иметь отличительные знаки, характеризующие нуклидный состав и обогащение ядерного топлива в твэлах, которые различаются визуально и (или) с помощью устройств перегрузки.
2.2.16. Твэлы различного обогащения, с выгорающим поглотителем в топливе, со смешанным топливом и т.п., специальные выгорающие поглотители в составе ТВС должны иметь отличительные знаки, которые различаются визуально и (или) с помощью промышленных средств контроля при сборке ТВС.
2.2.17. В проектах РУ и АС должны быть предусмотрены технические средства и методы контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном и (или) работающем реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных ТВС (твэлов), и установлены критерии для отбраковки негерметичных твэлов (ТВС). В проекте РУ и АС должны быть приведены и обоснованы методики, используемые для контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном и (или) работающем реакторе.
2.3. Системы управления и защиты
2.3.1. Общие требования
2.3.1.1. В состав РУ должны входить системы управления и защиты, предназначенные:
Для управления реактивностью активной зоны реактора и мощностью РУ;
Для контроля плотности нейтронного потока (мощности), скорости его изменения, технологических параметров, необходимых для защиты и управления реактивностью активной зоны реактора и мощностью РУ;
Для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии.
2.3.1.2. Состав, структура, характеристики и порядок работы СУЗ должны быть обоснованы в проекте РУ. Проект РУ должен содержать количественный анализ надежности, в котором должно быть представлено, что показатели надежности СУЗ соответствуют требованиям нормативных документов, регламентирующих такие показатели.
2.3.1.3. Проект РУ должен содержать анализ реакций СУЗ на внешние и внутренние воздействия (пожары, землетрясения, затопления, электромагнитные наводки и т.д.), на возможные неисправности и отказы (короткие замыкания, потерю качества изоляции, падение и наводки напряжения, ложные срабатывания, потери управления и т.д.), доказывающий отсутствие опасных для РУ реакций.
В случае выявления в процессе эксплуатации опасных для РУ реакций СУЗ, РУ должна быть остановлена и приняты меры по их исключению. Эксплуатирующая организация в установленном порядке должна обеспечить внесение соответствующих изменений в проект РУ.
2.3.1.4. В проекте РУ должны быть предусмотрены по меньшей мере две системы остановки реактора, каждая из которых должна быть способна, независимо одна от другой, обеспечивать перевод реактора в подкритическое состояние и поддержание его в подкритическом состоянии с учетом принципа единичного отказа или ошибки персонала. Эти системы должны проектироваться с соблюдением принципов разнообразия, независимости и резервирования.
2.3.1.5. По крайней мере, одна из систем остановки реактора (не выполняющая функцию АЗ) при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна обладать:
Эффективностью, достаточной для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания подкритического состояния с учетом возможного высвобождения реактивности;
Быстродействием, достаточным для перевода реактора в подкритическое состояние без нарушения проектных пределов повреждения твэлов, установленных для проектных аварий (с учетом действия систем аварийного охлаждения активной зоны).
2.3.1.6. В проекте РУ должны быть определены и обоснованы количество, эффективность, расположение, состав групп, рабочие положения, последовательность и скорости перемещения рабочих органов СУЗ (включая рабочие органы АЗ), а также количество приводов.
2.3.1.7. В проекте РУ должны быть определены и обоснованы методы и условия испытаний, замены и вывода в ремонт рабочих органов СУЗ, их приводов, а также других средств воздействия на реактивность.
2.3.1.8. Исполнительные механизмы СУЗ должны иметь указатели промежуточных положений их рабочих органов, сигнализаторы конечных положений и конечные выключатели, срабатывающие (по возможности) непосредственно от рабочего органа. Другие средства оперативного воздействия на реактивность должны иметь указатели состояний и (или) конечных положений.
2.3.1.9. Если проектом РУ предусмотрено использование при первом физическом пуске реактора дополнительной (к штатной) системы СУЗ, эта система должна соответствовать требованиям в части, относящейся к системе СУЗ.
2.3.2. Система аварийной защиты
2.3.2.1. По крайней мере, одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию АЗ.
2.3.2.2. В проекте РУ должно быть показано, что системы остановки реактора, выполняющие функцию АЗ, без одного наиболее эффективного рабочего органа обладают:
Быстродействием, достаточным для перевода реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации при нарушениях нормальной эксплуатации;
Эффективностью, достаточной для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания подкритического состояния реактора при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
Если эффективность АЗ недостаточна для длительного поддержания реактора в подкритическом состоянии, в проекте РУ должно быть предусмотрено автоматическое подключение другой (других) системы (систем) остановки реактора, обладающей (обладающих) эффективностью, достаточной для поддержания подкритического состояния реактора с учетом возможного высвобождения положительной 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 таким образом, чтобы начавшееся защитное действие было завершено с учетом требований п. 2.3.2.2 и обеспечивался контроль выполнения функции АЗ.
2.3.2.5. В проекте РУ должны быть указаны порядок определения и устранения причин, вызвавших срабатывание аварийной защиты, а также последовательность действий оперативного персонала по восстановлению нормальной эксплуатации 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. Если рабочие органы АЗ не приведены в рабочее положение средствами воздействия на реактивность, предусмотренными проектом РУ, должен быть исключен ввод положительной реактивности. Рабочее положение рабочих органов АЗ и порядок ихизвлечения должны быть определены в проекте РУ.
2.3.2.8. В случае совмещения средствами воздействия на реактивность функций нормальной эксплуатации и аварийной защиты в проекте РУ разрабатывается и обосновывается порядок их функционирования. Должна быть обеспечена приоритетность функционирования АЗ.
2.3.2.9. Структура АЗ должна выбираться из условия выполнения установленных критериев (единичный отказ, отказ по общей причине) и показателей надежности.
2.3.2.10. Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
2.3.2.11. Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 10 -7 % до 120% номинального обеспечивалась защита:
По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.
2.3.2.12. В случае необходимости разбиения диапазона измерения плотности нейтронного потока на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов измерения не менее чем в пределах одного десятичного порядка в единицах плотности нейтронного потока и автоматическое переключение поддиапазонов.
Должна быть предусмотрена возможность подключения регистрирующего устройства к каждому каналу контроля плотности нейтронного потока.
2.3.2.13. Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте РУ, обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
2.3.2.14. Аварийный сигнал от каждого комплекта аппаратуры АЗ должен реализовываться на основе мажоритарной логики, которая выбирается на основе анализа надежности, приводимого в проекте РУ. Минимальная мажоритарность равна 2 из 3.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам.
2.3.2.15. 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 проекте РУ.
2.3.2.16. Аварийная защита должна быть в такой мере отделена от УСНЭ, чтобы вывод из работы или отказ любого элемента УСНЭ не влияли на способность аварийной защиты выполнять свои функции.
2.3.2.17. Отказ в канале контроля элементов отображения, регистрации информации и диагностики не должен влиять на способность этого канала выполнять функции аварийной защиты.
2.3.2.18. По каждому из каналов и в целом по комплекту аппаратуры аварийной защиты должна быть предусмотрена возможность проверки формирования и времени прохождения сигналов аварийной защиты без срабатывания рабочих органов АЗ.
2.3.2.19. В системе аварийной защиты должны быть предусмотрены автоматический контроль и диагностика исправности комплектов и каналов аппаратуры аварийной защиты с выводом информации на БПУ об отказах в каналах, а также формирование сигналов АЗ по отказам каналов или комплектов.
2.3.2.20. В проекте РУ должны быть приведены и обоснованы методики метрологической аттестации и поверок аппаратуры АЗ.
2.3.2.21. Допустимость и условия вывода из работы одного комплекта или одного канала в комплекте АЗ (продолжительность, мощность РУ, состояние других комплектов и т.п.) должны быть обоснованы в проекте РУ.
2.3.2.22. 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.
2.3.2.23. Перечень параметров, по которым необходимо осуществлять функции аварийной защиты, уставки и условия срабатывания АЗ, а также время прохождения сигналов до начала срабатывания рабочих органов АЗ должны быть обоснованы в проекте РУ. Уставки и условия срабатывания АЗ должны выбираться таким образом, чтобы предотвращать нарушение пределов безопасной эксплуатации.
2.3.2.24. В проекте РУ должен быть приведен и обоснован перечень исходных событий, при которых требуется срабатывание АЗ.
2.3.2.25. Срабатывание АЗ должно происходить как минимум в следующих случаях:
При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока;
При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока;
При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ;
При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ;
При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту;
При инициировании срабатывания АЗ от ключа с БПУ (РПУ).
2.3.2.26. Допустимость применения предупредительной защиты (защит) при нарушениях нормальной эксплуатации, не требующих срабатывания АЗ, и условия ее (их) применения должны быть обоснованы в проекте РУ.
2.3.2.27. Аварийная защита должна быть спроектирована таким образом, чтобы с помощью технических средств исключалась возможность не предусмотренного проектом РУ и технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС воздействия на элементы ввода и вывода из работы каналов АЗ и изменения уставок без оповещения персонала и без срабатывания рабочих органов АЗ.
2.3.2.28. Выполнение функции аварийной защиты реактора не должно зависеть от наличия и состояния источников электроснабжения.
2.3.3. Управление нейтронным потоком и реактивностью
2 .3.3.1. Для контроля нейтронного потока реактор должен быть оснащен каналами контроля таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10 -7 % до 120 % номинального значения контроль осуществлялся, как минимум:
Тремя независимыми друг от друга каналами измерения плотности нейтронного потока с показывающими приборами;
Тремя независимыми друг от друга каналами измерения скорости изменения плотности нейтронного потока.
2.3.3.2. Допустимость объединения измерительных частей каналов контроля плотности нейтронного потока с измерительными частями каналов контроля скорости изменения плотности нейтронного потока должна быть обоснована в проекте РУ.
2.3.3.3. По крайней мере, два из трех каналов контроля плотности нейтронного потока должны быть оснащены записывающими устройствами с возможностью их подключения к любому каналу контроля плотности нейтронного потока. Записывающие устройства должны обеспечивать возможность измерения и записи показаний во всем проектном диапазоне изменения плотности нейтронного потока.
2.3.3.4. Каналы контроля плотности нейтронного потока должны быть оттарированы во всем проектном диапазоне изменения тепловой мощности реактора. В проекте РУ должны быть обоснованы и определены методика и порядок проведения такой тарировки и ее периодичность в процессе эксплуатации блока АС.
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 п. 2.3.3.1. не обеспечивают контроль нейтронного потока при загрузке (перегрузке) активной зоны, то реактор должен быть оснащен дополнительной системой контроля. Дополнительная система контроля может быть съемной, устанавливаемой на период загрузки и перегрузки активной зоны реактора, и должна иметь в составе не менее трех независимых каналов контроля плотности нейтронного потока с показывающими и записывающими устройствами.
2.3.3.7. Для контроля изменения реактивности в проекте РУ должен быть предусмотрен измеритель реактивности с датчиками, устройствами оперативного отображения, регистрации, с автоматическим переключением диапазонов плотности нейтронного потока и реактивности.
2.3.3.8. Методика и погрешности определения реактивности (количество и размещение датчиков, алгоритмы и константы для расчета, погрешности и диапазоны измерения) должны быть обоснованы в проекте РУ.
2.3.3.9. Каналы контроля реактивности должны оснащаться средствами автоматической проверки работоспособности и предупредительной сигнализации о неисправности.
2.3.3.10. В проекте РУ должны быть обоснованы и приведены методики метрологической аттестации и поверок каналов контроля реактивности.
2.3.3.11. В проекте РУ должны быть обоснованы и установлены характеристики системы автоматического регулирования мощности РУ, которые обеспечивают работу РУ без нарушения эксплуатационных пределов. Возможность и допустимое время работы РУ без системы автоматического регулирования мощности, в частности, при ее отказе, а также допустимая мощность РУ при работе в таком режиме должны быть обоснованы в проекте РУ.
2.3.3.12. При включении нескольких измерительных каналов на вход системы автоматического регулирования мощности должно быть предусмотрено устройство для получения сигнала от работающих измерительных каналов, чтобы отключение или отказ одного из этих каналов не вызывали изменение мощности реактора за счет воздействия системы автоматического регулирования.
2.3.3.13. Для РУ, перегрузка ядерного топлива которых осуществляется на остановленном реакторе, техническими мерами должна быть исключена возможность ввода положительной реактивности одновременно двумя и более предусмотренными средствами воздействия на реактивность, а также ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность при загрузке (выгрузке) ядерного топлива.
2.3.3.14. Скорость увеличения реактивности средствами воздействия на реактивность не должна превышать 0,07 бета эф/с. Для рабочих органов СУЗ с эффективностью более 0,7 бета эф ввод положительной реактивности должен быть шаговым, с эффективностью шага не более 0,3 бета эф (обеспечивается техническими мерами). В проекте РУ должна быть указаны величина шага, пауза между шагами и скорость увеличения реактивности.
2.3.3.15. Перед пуском реактора рабочие органы АЗ должны быть взведены в рабочее положение.
Подкритичность реактора в любой момент кампании после взведения 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.
2.3.3.16. Отказ канала контроля плотности и (или) скорости изменения плотности нейтронного потока должен сопровождаться сигнализацией оператору и регистрацией. При этом должен формироваться сигнал об отказе такого канала.
2.3.3.17. В проекте РУ должны быть приведены требования к средствам, обеспечивающим при эксплуатации оперативное автоматизированное определение и регистрацию значений текущего запаса реактивности активной зоны реактора и его изменений. В проекте РУ должны быть обоснованы порядок определения суммарной эффективности средств воздействия на реактивность, эффективности рабочих органов аварийной защиты, эффективности групп рабочих органов СУЗ, коэффициентов реактивности по параметрам, влияющим на реактивность (мощность, температура теплоносителя, температура замедлителя, концентрация растворенного поглотителя и т.п.), а также методики определения этих величин и погрешности их определения.
2.3.3.18. В проекте РУ должны предусматриваться средства и методики контроля подкритичности реактора.
2.3.3.19. В проекте РУ должны быть предусмотрены средства контроля неравномерности энерговыделения в активной зоне реактора и средства оперативного расчета запаса до кризиса теплообмена.
2.3.3.20. Для активных зон реактора, для которых не доказано отсутствие колебаний плотности потока нейтронов, в проекте РУ должны быть предусмотрены средства контроля и управления колебаниями плотности потока нейтронов и указан порядок управления колебаниями без нарушения эксплуатационных пределов повреждения твэлов.
2.4. Управляющие системы нормальной эксплуатации и управляющие системы безопасности
2.4.1. В проекте РУ должны быть представлены и обоснованы требования к составу, структуре, основным характеристикам, количеству и условиям размещения УСНЭ, УСБ, их элементов, а также систем диагностики РУ.
2.4.2. В проекте РУ должны быть обоснованы и приведены перечни:
Контролируемых параметров и сигналов о состоянии РУ;
Регулируемых параметров и управляющих сигналов;
Уставок и условий срабатывания ПЗ;
Мест размещения датчиков диагностики РУ;
Параметров, определяющих ввод в действие систем безопасности.
2.4.3. В проекте РУ должно быть показано, что УСНЭ и УСБ обеспечивают контроль технического состояния и безопасное управление РУ при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
2.4.4. В проекте РУ должны быть приведены и обоснованы перечни защит и блокировок оборудования РУ, а также технические требования к условиям их срабатывания.
2.4.5. В УСНЭ и УСБ должны быть предусмотрены устройства формирования как минимум следующих сигналов:
Аварийного оповещения (сирена, имеющая отличительный тон сигнала) - в случаях, предусмотренных проектом РУ;
Аварийных (световых и звуковых) - при достижении параметрами уставок и условий срабатывания АЗ;
Предупредительных (световых и звуковых) - при нарушениях нормальной эксплуатации систем и элементов РУ и достижении параметрами уставок и условий срабатывания ПЗ;
Указательных - о наличии напряжения в цепях электроснабжения, о состоянии оборудования.
2.4.6. Должна быть предусмотрена диагностика УСНЭ и УСБ.
2.4.7. УСНЭ и УСБ должны быть спроектированы таким образом, чтобы имелась возможность идентифицировать исходные события аварий, установить фактические алгоритмы работы систем РУ, важных для безопасности, отклонения от штатных алгоритмов и действия оперативного персонала.
2.4.8. С целью реализации требования п. 2.4.7 должна быть предусмотрена регистрация:
Параметров и признаков состояния систем (элементов) РУ, позволяющих достоверно определить исходное событие;
Управляющих сигналов;
Изменений параметров, характеризующих состояния систем РУ, важных для безопасности;
Параметров, по которым предусматривается ввод в действие защит;
Положения арматуры систем безопасности;
Параметров, характеризующих радиационную обстановку;
Действий оперативного персонала, включая и видеоинформацию;
Переговоров оперативного персонала по системам связи.
2.4.9. В проекте РУ должны быть обоснованы и приведены данные об объеме и интенсивности регистрации и хранении информации, указанной в п. 2.4.8.
2.4.10. Средства регистрации должны сохранять работоспособность и обеспечивать сохранение информации в условиях проектных и запроектных аварий (в устройстве типа "черный ящик").
2.4.11. В проекте РУ должны быть установлены:
Допустимые значения мощности реактора в зависимости от работоспособности УСНЭ при частичной потере функции;
Условия вывода в ремонт УСНЭ и УСБ и их частей.
2.4.12. Для регулируемых и контролируемых параметров должны быть обоснованы диапазоны и скорости их изменения при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
2.4.13. Элементы УСНЭ и УСБ должны проходить метрологическую экспертизу и аттестацию.
2.4.14. Проект РУ должен содержать анализ реакций УСНЭ и УСБ на внешние и внутренние воздействия, на возможные отказы и неисправности (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 УСНЭ и УСБ РУ должна быть остановлена и приняты меры по их исключению. Эксплуатирующая организация в установленном порядке должна обеспечивать внесение соответствующих изменений в проект РУ.
2.4.15. Использование в УСНЭ и УСБ программируемых и программных средств должно быть обосновано и подтверждено испытаниями. Используемые программируемые и программные средства должны быть верифицированы.
2.4.16. Управление РУ и ее системами должно производиться с БПУ и (при необходимости) с местных постов управления.
2.4.17. На каждом блоке, помимо БПУ, должен быть предусмотрен РПУ, с которого должны обеспечиваться перевод реактора в подкритическое состояние и аварийное расхолаживание РУ, а также контроль необходимых для безопасности РУ технологических параметров, если по каким-либо причинам (пожар и т.п.) этого нельзя сделать с БПУ.
2.4.18. Требования к составу оборудования и аппаратуры БПУ, РПУ и местных постов управления должны быть определены в проекте РУ.
2.4.19. На РПУ должна выводиться информация о состоянии систем и отдельных элементов систем, включая как минимум:
Плотность 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 выполнять свои функции и факт их срабатывания, а также параметры состояния раствора жидкого поглотителя (в случае его использования) - температура, давление, концентрация и др.;
Указатели положения арматуры и состояния систем, обеспечивающих расхолаживание.
2.4.20. Должна быть исключена возможность вывода из строя цепей управления и контроля БПУ и РПУ по общей причине при учитываемых исходных событиях, а также исключена техническими средствами возможность управления одновременно с БПУ и РПУ по каждому конкретному элементу.
2.4.21. В реакторе, первом контуре, баках аварийного запаса жидкого поглотителя и во всех системах, заполняемых по проекту РУ (АС) раствором жидкого поглотителя, должны быть обеспечены заданные проектом РУ (АС) концентрации раствора жидкого поглотителя. Способ и периодичность измерения концентрации нуклида-поглотителя в растворе жидкого поглотителя должны определяться в проекте РУ (АС).
2.4.22. Должны быть предусмотрены технические средства контроля содержания нуклидов-поглотителей нейтронов в растворе жидкого или в газообразном поглотителях (в случае их использования) в РУ и в емкостях аварийного запаса поглотителя в процессе эксплуатации РУ, а также технические средства для поддержания равномерной концентрации раствора поглотителя в содержащих его емкостях.
2.4.23. Техническими средствами или организационными мерами должен быть обеспечен входной контроль содержания нуклидов-поглотителей нейтронов в материалах, используемых в средствах воздействия на реактивность, на соответствие проектным характеристикам.
2.4.24. Каждая емкость аварийного запаса раствора жидкого поглотителя должна быть оборудована не менее чем двумя каналами контроля уровня и (или) измерения давления с выдачей предупредительного сигнала на БПУ и РПУ.
2.4.25. При нормальной эксплуатации, при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии (в том числе, режим полного обесточивания) УСНЭ и УСБ должны быть обеспечены надежным электро- и энергоснабжением в объеме, обоснованном в проекте РУ.
2.4.26. В состав УСНЭ должны входить система промышленного телевидения и средства связи с БПУ, РПУ и местными постами управления (телефонная, громкоговорящая связь, радиосвязь и т.п.).
2.4.27. В составе УСНЭ и УСБ должна быть предусмотрена система информационной поддержки оператора.
2.4.28. В УСНЭ и УСБ должны предусматриваться средства передачи информации во внешний и внутренний аварийные центры управления АС в условиях запроектных аварий для оценки ситуации и принятия решений.
2.4.29. В проекте РУ должны быть приведены организационные и (или) технические меры по исключению несанкционированного доступа к УСНЭ и УСБ.
2.5. Контур теплоносителя РУ (первый контур)
2.5.1. В проекте РУ должны быть определены границы первого контура.
2.5.2. В проекте РУ должна быть обоснована надежность эксплуатации элементов и систем первого контура в течение проектного срока службы с учетом физико-химических, тепловых, силовых и других воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. Количество и характер воздействий, учитываемые при определении проектного срока службы, должны быть приведены и обоснованы в проекте РУ.
2.5.3. В проекте РУ должно быть показано, что прочность корпуса реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивается в течение всего срока эксплуатации блока АС.
2.5.4. Компоновка оборудования и геометрия первого контура должны обеспечивать условия для развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при потере или отсутствии принудительной циркуляции, в том числе при проектных авариях.
2.5.5. Трубопроводы первого контура должны быть оборудованы устройствами контроля и предотвращения недопустимых перемещений при воздействии на них реактивных усилий, возникающих при разрывах. В проекте РУ должны быть обоснованы прочность и эффективность этих устройств при проектных авариях.
2.5.6. Теплообменное оборудование 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 энергоснабжения и при срабатывании АЗ на любом уровне мощности реактора должны обладать достаточной инерцией, которая обеспечивала бы принудительный расход теплоносителя первого контура до момента, когда естественная циркуляция гарантирует отвод остаточного тепловыделения без превышения эксплуатационных пределов повреждения твэлов.
2.5.8. Проектом РУ должны быть предусмотрены средства:
Автоматической защиты от недопустимого повышения давления в первом контуре при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;
Компенсации изменений объема теплоносителя, вызванного температурными изменениями;
Компенсации потерь теплоносителя при течах. Максимальный расход течи, компенсируемый этими средствами, устанавливается в проекте РУ.
2.5.9. Проектом РУ должна быть предусмотрена установка ограничителей течи на трубопроводах, отходящих от главного циркуляционного трубопровода. Отказ от установки ограничителей течи должен быть обоснован в проекте РУ.
2.5.10. Элементы первого контура должны быть оборудованы устройствами, уменьшающими влияние сейсмических воздействий. Отказ от оборудования такими устройствами элементов первого контура должен быть обоснован в проекте РУ.
2.5.11. В проектах РУ и АС должны быть установлены показатели качества теплоносителя, его химический состав и допустимое содержание радионуклидов в процессе эксплуатации, предусмотрены технические средства и организационные мероприятия по их поддержанию и контролю. Технические решения и организационные мероприятия по обеспечению качества теплоносителя, а также по методам и средствам их контроля должны быть обоснованы в проектах РУ и АС.
2.5.12. Проектом РУ должны быть предусмотрены технические меры по защите первого контура от не предусмотренного технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС дренирования теплоносителя. Допустимость частичного дренирования при проведении ремонтных работ и перегрузке должна быть обоснована в проекте РУ.
2.5.13. Проектом РУ должны быть предусмотрены средства и способы обнаружения местонахождения и величины течи теплоносителя первого контура с обоснованной в проекте точностью.
2.5.14. Техническими мерами должно быть исключено непредусмотренное попадание чистого конденсата и раствора жидкого поглотителя с концентрацией, менее допустимой по проекту РУ (АС), в теплоноситель первого контура и в другие системы, которые по проекту РУ (АС) должны быть заполнены раствором жидкого поглотителя.
2.6. Системы аварийного охлаждения активной зоны
2.6.1. Проектами РУ и АС должны быть предусмотрены системы аварийного охлаждения активной зоны. Состав, структура и характеристики систем аварийного охлаждения активной зоны должны быть обоснованы в проектах РУ и АС.
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 выполнять функцию предотвращения нарушения проектных пределов повреждения твэлов при проектных авариях.
2.6.3. Перечень параметров, уставки и условия срабатывания систем аварийного охлаждения должны быть обоснованы в проекте РУ (АС) на основе анализа проектных аварий.
2.6.4. Допустимость и условия вывода из работы одного канала системы аварийного охлаждения активной зоны должны быть обоснованы в проекте РУ (АС).
2.6.5. В проекте РУ (АС) должны учитываться все возможные воздействия на системы (элементы), связанные с включением и работой систем аварийного охлаждения активной зоны.
2.6.6. В проекте РУ (АС) должны быть предусмотрены технические и организационные меры по исключению несанкционированного доступа к системам аварийного охлаждения активной зоны.
2.6.7. Проект РУ (АС) должен содержать обоснование показателей надежности систем аварийного охлаждения активной зоны.
2.6.8. При нахождении реактора в подкритическом состоянии включение и работа систем аварийного охлаждения активной зоны не должны выводить его из подкритического состояния.
2.6.9. Системы аварийного охлаждения должны обеспечивать расхолаживание и длительное поддержание активной зоны реактора при значениях параметров теплоносителя, обоснованных в проекте РУ (АС).
2.7. Устройства перегрузки и порядок проведения перегрузки активной зоны
2.7.1. Устройства перегрузки
2.7.1.1. В проекте РУ должны быть обоснованы и приведены состав устройств перегрузки, а также требования к ним, выполнение которых обеспечивает безопасность обращения с ТВС и другими элементами активной зоны при перегрузке, в том числе при отказах и повреждениях устройств перегрузки.
2.7.1.2. Должен быть обеспечен теплосъем с перегружаемых ТВС без превышения температурных параметров твэлов, установленных проектом РУ для операций перегрузки при нормальной эксплуатации и отказах.
2.7.1.3. Устройства перегрузки должны быть спроектированы так, чтобы при их нормальной эксплуатации и отказах не нарушались условия нормальной эксплуатации РУ и приреакторных хранилищ ядерного топлива.
2.7.1.4. В проекте РУ и АС должны быть приведены требования к монтажу, эксплуатации, техническому обслуживанию, ремонту, испытаниям и периодической проверке устройств перегрузки, а также требования к их надежности.
2.7.1.5. Устройства перегрузки должны быть спроектированы (сконструированы) так, чтобы к ним был возможен доступ для проведения инспекций, ремонта, испытаний и технического обслуживания.
2.7.1.6. При проектировании устройств перегрузки должны быть предусмотрены меры, направленные на предотвращение повреждения, деформации, разрушения или падения ТВС и других элементов активной зоны, а также приложения к ним недопустимых усилий при извлечении или установке. Значения предельно допустимых усилий должны быть приведены в проекте РУ. Использование для перегрузки непроектных средств запрещается.
2.7.1.7. При проектировании устройств перегрузки должно быть предусмотрено, чтобы прекращение подачи энергоснабжения не приводило к падению ТВС и других перегружаемых элементов активной зоны.
2.7.1.8. В проекте РУ должны быть обоснованы и установлены допустимые скорости перемещения ТВС и других элементов активной зоны перегрузочными устройствами.
2.7.1.9. Должны быть предусмотрены технические средства (блокировки и т.п.), обеспечивающие перемещение устройств перегрузки в допустимых границах.
2.7.1.10. При отказе или нарушении условий эксплуатации устройств перегрузки проектом РУ должно быть предусмотрено оборудование для надежного перемещения ТВС и других элементов активной зоны в безопасные места.
2.7.1.11. В устройствах перегрузки должны быть предусмотрены пульты (панели) с показывающими приборами для представления информации о положении (состоянии) и ориентации ТВС, других перегружаемых элементов активной зоны и захватов.
2.7.1.12. Должна быть исключена возможность перемещения устройств перегрузки в момент соединения с технологическим каналом или во время ввода ТВС и других перегружаемых элементов в активную зону (извлекаемых из активной зоны).
2.7.1.13. Для предотвращения перемещения устройств перегрузки при нахождении ТВС и других перегружаемых элементов активной зоны в непроектном положении должны быть предусмотрены блокировки.
2.7.1.14. Для контроля перегрузки должна быть предусмотрена система промышленного телевидения. В проектах РУ и АС должен быть определен перечень операций при перегрузке, контролируемых с использованием системы промышленного телевидения.
2.7.2. Порядок проведения перегрузки
2.7.2.1. В 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.
2.7.2.2. В проектах РУ и АС, а также в ООБ АС в качестве исходных событий, помимо отказов оборудования системы перегрузки, должны быть рассмотрены возможные ошибки при загрузке (перегрузке) и их последствия, а также разработаны мероприятия по исключению ошибок.
2.7.2.3. Порядок проведения перегрузки активной зоны определяется программой и (или) инструкцией по перегрузке, рабочим графиком и картограммами перегрузки, составленными персоналом АС, утвержденными администрацией АС и согласованными в установленном порядке.
2.7.2.4. При проведении перегрузочных и ремонтных работ организационными мероприятиями и по возможности техническими средствами должно предотвращаться попадание посторонних предметов во внутреннее пространство оборудования, арматуры и трубопроводов РУ.
2.7.2.5. 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. Минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02.
2.7.2.6. 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 значения, при котором (с учетом возможных ошибок) обеспечивается подкритичность реактора не менее 0,02 (без учета введенных рабочих органов СУЗ).
2.7.2.7. В реакторах, в которых при перегрузках требуемая подкритичность обеспечивается раствором жидкого поглотителя, должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, гарантирующие при перегрузках исключение подачи чистого конденсата в реактор и в первый контур.
2.7.2.8. В реакторах корпусного типа с верхним расположением приводов СУЗ конструкция реактора и исполнительных механизмов СУЗ должна обеспечивать расцепленное состояние рабочих органов СУЗ при снятии верхнего блока. Средства диагностики должны регистрировать расцепленное состояние.
2.7.2.9. В проекте РУ должны быть предусмотрены технические меры, исключающие "всплытие" рабочих органов СУЗ при перегрузках.
2.7.2.10. Перегрузка ТВС и других элементов активной зоны на остановленном реакторе канального типа должна проводиться при взведенных рабочих органах АЗ. Минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02.
2.7.2.11. Для РУ, на которых перегрузка проводится при работе реактора на мощности, в проекте РУ должны быть обоснованы и определены допустимые эксплуатационные режимы работы (мощность, расход теплоносителя и др.) в процессе перегрузки. Должна быть обоснована эффективность средств, используемых для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок при загрузке или из-за эффектов реактивности.
2.7.2.12. В процессе проведения перегрузки при работе реактора на мощности не должна нарушаться герметичность первого контура, а также должны быть предусмотрены средства для проверки отсутствия утечек теплоносителя из первого контура.
2.7.2.13. Для реакторов с частичной перегрузкой после завершения перегрузки должны быть проведены испытания (измерения) по подтверждению основных проектных и расчетных нейтронно-физических характеристик активной зоны. Для реакторов с непрерывной перегрузкой периодичность испытаний (измерений) должна быть обоснована в проекте РУ.
В процессе испытаний должно проверяться соответствие экспериментальных результатов измерений расчетным параметрам по критериям, установленным в проекте РУ.
3. Обеспечение ядерной безопасности при вводе блока АС в эксплуатацию
3.1. Физический пуск реактора
3.1.1. В процессе физического пуска должны быть получены экспериментальные данные о нейтронно-физических параметрах реактора, эффектах реактивности, эффективности органов регулирования и АЗ и др.
3.1.2. Физический пуск реактора, включая загрузку реактора ядерным топливом, осуществляется в соответствии с программой физического пуска. Программа физического пуска разрабатывается и утверждается эксплуатирующей организацией.
3.1.3. Программа физического пуска реактора должна содержать:
Перечень систем и оборудования, необходимых для проведения физического пуска реактора;
Порядок проведения загрузки реактора ТВС (твэлами);
Порядок достижения критического состояния;
Описание испытаний (измерений) и порядок их проведения;
Ожидаемые значения критических загрузок, критических положений (состояний) органов воздействия на реактивность, их эффективность, оценки влияния на реактивность загружаемых ТВС (твэлов), теплоносителя;
Методики проведения испытаний и измерений;
Меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении физического пуска.
3.1.4. Проверка готовности к физическому пуску реактора осуществляется:
Рабочей комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией;
Комиссией органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.
3.1.5. Рабочая комиссия проверяет:
Соответствие выполненных работ проектам РУ и АС;
Работоспособность оборудования, наличие протоколов испытаний оборудования, актов об окончании предпусковых наладочных работ;
Наличие и оформление эксплуатационной документации;
Наличие разрешений на право работы у сменного персонала и протоколов сдачи экзаменов контролирующими физиками.
Рабочая комиссия составляет акт о готовности систем, оборудования и подготовленности персонала к проведению физического пуска. Акт должен быть утвержден эксплуатирующей организацией в установленном порядке.
3.1.6. Комиссия органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии проверяет:
Техническую готовность блока АС к физическому пуску:
Проектную и эксплуатационную документацию;
Подготовленность персонала к проведению физического пуска.
3.1.7. Первый завоз ядерного топлива на площадку вводимого в эксплуатацию блока АС может быть осуществлен при наличии лицензии органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии на эксплуатацию блока АС и по результатам инспекции органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии готовности блока АС к завозу ядерного топлива.
3.1.8. Решение о проведении физического пуска принимается в установленном порядке на основании акта рабочей комиссии о готовности систем и оборудования, подготовленности персонала к физическому пуску, а также акта эксплуатирующей организации об устранении недостатков по результатам инспекции органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии готовности блока АС к физическому пуску.
3.1.9. В случае возникновения предаварийной ситуации при проведении испытаний (измерений) во время физического пуска испытания (измерения) должны быть прекращены, а реактор переведен в подкритическое состояние.
3.1.10. Результаты загрузки активной зоны реактора ТВС (твэлами), а также результаты испытаний во время физического пуска должны оформляться актами и отчетами, которые должны представляться в орган государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии в установленном порядке.
3.2. Энергетический пуск блока АС
3.2.1. Энергетический пуск блока АС включает поэтапный и постепенный подъем мощности, определение и уточнение параметров РУ и блока АС, комплексное опробование систем и оборудования блока АС, проведение на каждом этапе запланированных испытаний (измерений) и анализ полученных результатов.
3.2.2. Энергетический пуск блока АС осуществляется в соответствии с программой энергетического пуска блока АС, откорректированной (при необходимости) по результатам физического пуска. Программа энергетического пуска разрабатывается и утверждается эксплуатирующей организацией.
3.2.3. Программа энергетического пуска должна содержать порядок его проведения, ожидаемые значения нейтронно-физических характеристик реактора (эффектов реактивности и др.), теплотехнических характеристик РУ, методики проведения испытаний, меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении энергетического пуска и т.п.
3.2.4. Программа энергетического пуска должна предусматривать испытания и отработку режимов работы энергоблока АС, проверку систем безопасности в объеме и последовательности, обеспечивающих безопасный вывод реактора на номинальный уровень мощности, включая отработку безопасного и динамически устойчивого прохождения переходных режимов на всех этапах освоения мощности.
3.2.5. Проверка готовности блока АС к энергетическому пуску осуществляется рабочей комиссией. Рабочая комиссия проверяет готовность систем и оборудования блока АС к энергетическому пуску, выводу реактора на мощность, пуску турбогенераторов и включению блока АС в энергосеть, укомплектованность сменным персоналом, его подготовку и допуск к работе. Комиссия составляет акт о готовности блока АС к энергетическому пуску. Акт должен быть утвержден эксплуатирующей организацией в установленном порядке.
В случае необходимости органом государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии направляется комиссия для проверки готовности блока АС к энергетическому пуску.
3.2.6. Энергетический пуск блока АС осуществляется после устранения недостатков, отмеченных в акте рабочей комиссии и в акте комиссии органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии (в случае проверки комиссией органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии).
3.2.7. Решение о проведении энергетического пуска принимается в установленном порядке на основании акта рабочей комиссии о готовности блока АС к энергетическому пуску, а также акта эксплуатирующей организации об устранении недостатков по результатам проверки комиссией органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии (в случае ее проведения) готовности блока АС к энергетическому пуску.
3.2.8. По результатам физического и энергетического пуска эксплуатирующей организацией должен быть выпущен отчет и откорректирован (при необходимости) ООБ АС.
4. Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации
4.1. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию блока АС, является технологический регламент безопасной эксплуатации блока АС, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС.
4.2. Эксплуатация блока АС должна проводиться в соответствии с инструкциями по эксплуатации, разработанными администрацией АС на основании проектно-конструкторской документации и технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС, откорректированных по результатам ввода в эксплуатацию АС и с учетом опыта эксплуатации.
4.3. До начала эксплуатации блока АС эксплуатирующей организацией должен быть оформлен паспорт реакторной установки.
4.4. Эксплуатирующая организация на основе проектов РУ и АС с учетом требований технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС организует разработку и выпуск для систем, важных для безопасности:
Инструкций по проведению проверок и испытаний;
Графиков проведения технического обслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов;
Графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.
4.5. Состояние РУ и ее систем и условия, при которых разрешается эксплуатация блока АС, должны быть обоснованы в проектах РУ и АС и приведены в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС.
4.6. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена последовательность действий, установленная в проекте РУ (АС) и технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС и направленная на приведение блока АС к нормальной эксплуатации. В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации блок АС должен быть остановлен.
4.7. При возникновении предаварийной ситуации (аварии) блок АС должен быть остановлен, должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры по восстановлению нормальной эксплуатации блока АС. Эксплуатация блока АС может быть продолжена только после устранения причин возникновения предаварийной ситуации (аварии).
4.8. Эксплуатирующая организация должна расследовать происшествия и аварии на АС в соответствии с федеральными нормами и правилами, а также передавать информацию об этих нарушениях в установленном в федеральных нормах и правилах порядке.
4.9. При проектных авариях действия персонала должны определяться инструкцией по ликвидации аварий на блоке АС, разрабатываемой эксплуатирующей организацией на основе ООБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации их последствий.
4.10. Для управления запроектными авариями в соответствии с проектами РУ и АС и ООБ АС эксплуатирующей организацией должно быть разработано руководство по управлению запроектными авариями.
4.11. В инструкции по ликвидации аварий на блоке АС и в руководстве по управлению запроектными авариями должен быть указан порядок ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае возникновения запроектной аварии.
4.12. Для подготовки персонала АС к действиям при предаварийных ситуациях и авариях должны проводиться противоаварийные тренировки. Периодичность и порядок их проведения утверждаются эксплуатирующей организацией.
4.13. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты. Должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам системы управления, в которых зафиксировано состояние оборудования и систем перед возникновением аварии и в последующий период.
4.14. В проекте РУ должны быть обоснованы и в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС приведены условия безопасной эксплуатации остановленного реактора с ядерным топливом в активной зоне, включая режимы загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть определены как минимум:
- 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, важных для безопасности.
4.15. В реакторах, в которых загрузка и перегрузка ядерного топлива выполняются при заполнении раствором жидкого поглотителя реактора, первого контура и связанных с ним систем, концентрация раствора жидкого поглотителя при операциях загрузки и перегрузки реактора, а также при испытаниях оборудования, арматуры и трубопроводов первого контура и при ремонтных работах должна быть не ниже определенной проектом РУ (АС).
4.16. Эксплуатирующая организация на основе проектной документации, проектного перечня ядерно-опасных работ и опыта эксплуатации должна разрабатывать перечень ядерно-опасных работ блока АС.
4.17. Работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также испытания этих систем (элементов), не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, являются ядерно-опасными.
4.18. Ядерно-опасные работы должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой административным руководством АС.
Ядерно-опасные работы, не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой эксплуатирующей организацией при согласовании разработчиками проекта РУ и АС.
Рабочая программа должна 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 лица за проведение ядерно-опасных работ.
Ядерно-опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленном реакторе.
4.19. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерно-опасных работ должна быть не менее 0,02 для состояния реактора с максимальным запасом реактивности (для реакторов канального типа рабочие органы АЗ должны быть взведены, а остальные рабочие органы СУЗ введены в активную зону).
4.20. После завершения ремонта оборудования и систем, важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик этих систем на соответствие проектным характеристикам. Проверка должна проводиться в соответствии с действующими инструкциями или по программам, разработанным в порядке, установленном эксплуатирующей организацией АС.
4.21. При любых испытаниях систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка соответствия результатов испытаний критериям, установленным в проектах РУ и АС. Результаты испытаний должны оформляться актом.
5. Контроль соблюдения правил
5.1. Эксплуатирующая организация должна постоянно контролировать соблюдение требований настоящих Правил.
5.2. Эксплуатирующая организация организовывает периодические (не реже одного раза в два года) проверки соблюдения АС требований настоящих Правил и устанавливает порядок проверок состояния ядерной безопасности АС внутренними комиссиями. Результаты проверок, проводимых эксплуатирующей организацией, представляются органу государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.
Приложение
к Правилам ядерной безопасности
реакторных установок атомных станций
Пределы повреждения твэлов и
требования к коэффициентам реактивности реакторов АС с наиболее
распространенными типами РУ
1. АС с РУ типа ВВЭР
1.1.
1.2.
- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,1 % от числа твэлов в активной зоне.
1.3.
- эквивалентная степень окисления оболочек твэлов должна быть не более предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных;
- доля прореагировавшего циркония в активной зоне должна быть не более 1 % его массы в оболочках твэлов;
1.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя и температуре топлива, по мощности реактора, суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и температуре топлива не должны быть положительными во всех критических состояниях, возможных во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
2. АС с РУ типа РБМК
2.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:
- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,2 % от числа твэлов в активной зоне;
- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,02 % от числа твэлов в активной зоне.
2.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:
- дефекты типа газовой неплотности - не более 1 % от числа твэлов в активной зоне;
2.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:
- температура оболочек твэлов должна быть не более 1200°С;
- максимальная температура топлива должна быть не выше температуры плавления.
2.4. Значения коэффициентов реактивности по температуре топлива и по мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. В проекте РУ должен быть обоснован допустимый интервал безопасных значений парового коэффициента реактивности. Необходимо стремиться к тому, чтобы значения парового коэффициента реактивности при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, были близки к нулю. При эксплуатации АС величина парового коэффициента реактивности должна подтверждаться измерениями по верифицированным методикам с периодичностью, установленной в проекте РУ.
3. АС с РУ типа БН
3.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:
- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,05 % от числа твэлов в активной зоне;
- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,005 % от числа твэлов в активной зоне.
3.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:
- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,1 % от числа твэлов в активной зоне;
- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,01 % от числа твэлов в активной зоне.
3.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов для быстрых натриевых реакторов с МОХ-топливом и оболочками твэлов из аустенитной стали ЧС-68ХД соответствует непревышению следующих предельных параметров:
- температура оболочек твэлов - 900°С;
- температура топлива - 2300°С;
- объемное распухание оболочек твэлов – 15 %.
3.4. Значения коэффициентов реактивности по температуре и по мощности реактора, а также суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и по температуре топлива должны быть отрицательными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. Для запроектных аварий допустимый интервал значений натриевого пустотного эффекта должен быть обоснован в проекте РУ и АС.
4. АС с РУ типа ACT
4.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:
- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,2 % от числа твэлов в активной зоне;
- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,02 % от числа твэлов в активной зоне.
4.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:
- дефекты типа газовой неплотности - не более 1 % от числа твэлов в активной зоне;
- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,1 % от числа твэлов в активной зоне.
4.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:
- температура оболочек твэлов должна быть не более 1200°С;
- эквивалентная степень окисления оболочек твэлов должна быть не более предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных;
- доля прореагировавшего циркония в активной зоне должна быть не более 1% его массы в оболочках твэлов;
- максимальная температура топлива должна быть не выше температуры плавления.
4.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя и температуре топлива, по мощности реактора, суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и температуре топлива, не должны быть положительными во всех критических состояниях, возможных во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
5. АС с РУ типа ЭГП-6
5.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов (трубчатых твэлов с топливной композицией в виде крупки диоксида урана в магниевой матрице):
- температура наружной поверхности оболочки твэла 430°С;
- неплотности оболочек не допускаются.
5.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:
- потеря герметичности наружной оболочки хотя бы одного твэла;
- достижение 50-кратного превышения показаний системы контроля герметичности оболочек твэлов над фоновым значением для любой ТВС реактора.
5.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов:
- температура оболочки твэла, разгруженного от внутреннего давления, 1100°С;
- температура оболочки твэла, находящегося под рабочим внутреннем давлением, 930°С;
- локальная глубина взаимодействия наружной оболочки твэла с матричным материалом - не более 85 %.
5.4. Значения коэффициентов реактивности по температуре топлива, по паросодержанию теплоносителя и по мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
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.
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