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.

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ

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.

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

Постановление Ростехнадзора от 10.12.2007 N 4 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082-07" (Зарегистрировано в...

4. Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации

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 пп. 2.3.3.1 , 2.3.3.3 и 2.3.3.6 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.

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 пп. 2.3.3.1 , 2.3.3.3 и 2.3.3.6 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.