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.

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.

Страница 91 из 94

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

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

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

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.

размер шрифта

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК СУДОВ- НП-029-01 (утв- Постановлением Госатомнадзора РФ от... Актуально в 2018 году

7. Выполнение потенциально ядерно-опасных работ

7.1. Для стадий жизненного цикла ЯЭУ (строительство, ввод в эксплуатацию, ремонт, перегрузка активной зоны реактора, консервация, выгрузка активной зоны) должны быть разработаны перечни ПОР и технические требования на их выполнение.

В эксплуатационной документации на СВБ РУ должны быть перечислены ПОР при обслуживании этих систем и даны указания о необходимых мерах безопасности при проведении работ.

7.2. В технических требованиях на выполнение ПОР должны быть указаны методы и средства контроля за состоянием реактора при проведении работ.

7.3. На основе исходных данных, выдаваемых разработчиками РУ и СВБ, разработчик проекта ЯЭУ выпускает единые перечни ПОР и технические требования на их выполнение.

Единые перечни ПОР и технические требования на их выполнение при вводе в эксплуатацию, ремонте и сопутствующих перегрузке работах, а также перечень ПОР при перегрузке согласовываются в установленном порядке с разработчиком проекта судна.

Перечень ПОР и технические требования на их выполнение при перегрузке дополнительно согласовываются с разработчиком перегрузочного оборудования, если им не является разработчик РУ.

7.4. На ЯЭУ запрещается одновременное проведение более одной ПОР.

7.5. В помещениях, в которых выполняются ПОР, запрещается проведение других работ.

7.6. На весь период проведения ПОР запрещается присутствие в реакторном помещении посторонних лиц и привлечение к выполнению работ персонала, не указанного в плане работ.

7.7. В журнале поста управления ЯЭУ должна быть запись о начале и окончании ПОР с фиксацией состояния ЯЭУ.

7.8. ПОР должны проводиться с соблюдением следующих условий:

ПОР предусмотрены перечнем и утверждены планом работ;

Приказом капитана судна назначены руководитель работ и исполнители, на которых имеются приказы о допуске к ПОР;

Исполнители работ проинструктированы о мерах безопасности, о чем имеется личная подпись в журнале инструктажа;

Имеется письменное разрешение ответственного должностного лица на выполнение работ;

Имеется вахта на посту управления ЯЭУ и ведется радиационный контроль;

Подготовлены к действию соответствующие системы безопасности;

Между постом управления ЯЭУ и реакторным помещением установлена двухсторонняя связь по двум каналам.

В случае перерыва ПОР ЯЭУ должна быть приведена в безопасное состояние. Смена вахты при выполнении ПОР не производится.

7.9. При отклонении от технологии выполнения ПОР и возникновении ядерно-опасной ситуации проведение ПОР должно быть немедленно остановлено. ПОР могут быть продолжены по письменному распоряжению руководителя работ после устранения выявленного нарушения и причин возникновения ядерно-опасной ситуации.