Стр. 2
Страницы: | Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 |
108. Основные параметры экспериментальных устройств, влияющие на безопасность ИЯУ, должны быть выведены в основной пункт управления.
109. В проекте должно предусматриваться обеспечение радиационной безопасности работников (персонала), занятых обслуживанием экспериментальных устройств.
110. В проекте выбор и планировка помещений для горячей камеры, лаборатории активационных измерений и их оснащение оборудованием и техническими средствами, выбор маршрутов и разработка технологической оснастки для транспортирования облученных в экспериментальных устройствах изделий должны проводиться с позиции минимизации дозовых нагрузок на работников (персонал).
111. Обеспечение, безопасности при эксплуатации экспериментальных устройств должно быть обосновано в Отчете по обоснованию безопасности исследовательской ядерной установки.
112. В проекте должны быть учтены вопросы вывода экспериментальных устройств из эксплуатации.
Глава 13
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
113. В проекте с учетом возможного радиационного воздействия ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду должен быть определен объем радиационного контроля на ИЯУ, санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения при нормальной эксплуатации ИЯУ и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.
114. В проекте должны предусматриваться технические средства, методы и способы, достаточные для:
выявления нарушений целостности физических барьеров;
контроля радиоактивных выбросов (сбросов) в окружающую среду (количество и радионуклидный состав);
обеспечения отбора проб парогазовой среды (газовой, воздушной) из помещений исследовательской ядерной установки при нормальной эксплуатации и авариях;
определения, оценки и прогнозирования радиационной обстановки в помещениях ИЯУ, санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
определения, оценки и прогнозирования величин эквивалентных доз внешнего и внутреннего облучения работников (персонала) и всех лиц, находящихся в пределах санитарно-защитной зоны;
радиационного контроля работников (персонала), а также транспортных средств и материалов на границе площадки ИЯУ;
функционирования необходимой части системы радиационного контроля реакторной установки и критического стенда в условиях, создаваемых запроектной аварией с наиболее тяжелой радиационной обстановкой на ИЯУ;
прогнозирования радиационной обстановки на местности по следу распространения радиоактивного выброса в атмосферу в процессе развития запроектной аварии в реакторной установке и критическом стенде с целью принятия решений о защите населения с учетом регламентированных критериев для их принятия;
регистрации и хранения информации, необходимой для расследования причин аварии;
своевременного информирования республиканских органов государственного управления о необходимости их готовности к принятию мер по защите населения.
115. Радиационный контроль должен быть обеспечен необходимым комплексом технических средств:
стационарной и переносной радиометрической, дозиметрической, спектрометрической аппаратурой;
средствами индивидуального дозиметрического контроля;
средствами обработки, анализа, хранения и передачи информации.
Раздел III
СООРУЖЕНИЕ, ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ, ЭКСПЛУАТАЦИЯ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
Глава 14
ОРГАНИЗАЦИОННЫЕ И ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕРОПРИЯТИЯ
116. Целью организационных и технических мероприятий по вводу в эксплуатацию ИЯУ является проверка соответствия технических характеристик сооруженной ИЯУ характеристикам, установленным в проекте.
117. Сооружения ИЯУ, изготовление и монтаж систем и оборудования ИЯУ должны выполняться в соответствии с рабочей документацией.
118. Строительные конструкции, оборудование, изделия и средства автоматизации, в том числе технические средства физической защиты, подлежащие обязательной сертификации, должны иметь сертификат соответствия.
119. Контроль качества и приемка выполненных работ и готовых элементов, систем и оборудования должны вестись в соответствии с требованиями нормативной и рабочей документации и программами обеспечения качества.
120. До ввода в эксплуатацию и при эксплуатации ИЯУ эксплуатирующая организация обязана:
разработать Инструкцию по обеспечению радиационной безопасности и установить контрольные уровни;
получить и в установленные сроки пересматривать санитарный паспорт;
обеспечить учет доз облучения работников (персонала), разрабатывать и реализовывать мероприятия по снижению доз облучения и численности облучаемых лиц;
организовать физическую защиту ИЯУ, учет и контроль ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов.
121. Эксплуатирующая организация должна обеспечить разработку программы ввода ИЯУ в эксплуатацию, определяющую:
основные этапы работ по вводу в эксплуатацию;
исходное состояние ИЯУ до начала предстоящего этапа работ по вводу в эксплуатацию;
состав и требования к документации, необходимой на каждом из этапов ввода ИЯУ в эксплуатацию.
122. Программа ввода в эксплуатацию критического (подкритического) стенда должна предусматривать последовательную реализацию этапа пусконаладочных работ и этапа физического пуска.
123. На этапе пусконаладочных работ должны проверяться работоспособность и соответствие проекту каждой из систем ИЯУ в отдельности и проводиться комплексная проверка систем при их взаимодействии.
124. На этапе физического пуска, включающего загрузку ядерных материалов в активную зону, должно проверяться соответствие нейтронно-физических характеристик ИЯУ проекту.
125. Для реакторной установки, кроме этапа пусконаладочных работ и физического пуска, ввод в эксплуатацию должен предусматривать этап энергетического пуска, где должны быть выполнены следующие основные работы:
исследование влияния мощности и температуры на отдельные нейтронно-физические характеристики, измеренные при физическом пуске;
исследование характеристик экспериментальных устройств (плотности нейтронного потока на выходе из экспериментальных каналов отражателя, плотности нейтронного потока в экспериментальном канале активной зоны и другое);
измерение радиационной обстановки на площадке реакторной установки.
Достижение установленных в проекте реакторной установки номинальных параметров при энергетическом пуске следует проводить в несколько этапов, отличающихся мощностью, длительностью работы на мощности, параметрами импульса мощности для реакторной установки с импульсным реактором и иное.
126. По результатам пусконаладочных работ, физического и энергетического пусков ИЯУ эксплуатирующая организация должна обеспечить внесение изменений в конструкторскую документацию, в раздел "Отчет по обоснованию безопасности ИЯУ", технологический регламент и эксплуатационные документы.
Глава 15
ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
127. Эксплуатирующая организация должна:
127.1. разработать организационную структуру, учитывающую количество и специфику ИЯУ и предусматривающую:
руководителя ИЯУ, который несет прямую ответственность за безопасность ИЯУ;
работников (персонал), обеспечивающих ведение технологического процесса;
работников (персонал), обеспечивающих техническое обслуживание и ремонт оборудования и аппаратуры, поддержание оборудования и аппаратуры в исправном состоянии и замену в случае необходимости;
службу, обеспечивающую метрологическую аттестацию средств измерений;
службы, контролирующие состояние ядерной и радиационной безопасности, промышленной безопасности и пожарной безопасности;
работников (персонал), осуществляющих контроль за разработкой и выполнением программ обеспечения качества;
службу безопасности, обеспечивающую функционирование системы физической защиты;
127.2. наделить руководство необходимыми полномочиями и обеспечить соответствующими материально-техническими ресурсами, нормативными правовыми актами и техническими нормативными правовыми актами и научно-технической поддержкой;
127.3. определить порядок подготовки работников (персонала), включая программу обучения и прохождения стажировки, периодичность экзаменов и инструктажей, отработку практических навыков управления ИЯУ и эксплуатации экспериментальных устройств, отработку действий работников (персонала) в случае нарушения нормальной эксплуатации, предаварийных ситуаций и аварий.
Программа обучения должна содержать раздел, посвященный формированию у работников (персонала) культуры безопасности;
127.4. обеспечить разработку отчета по обеспечению безопасности ИЯУ, технологического регламента и руководства по эксплуатации.
127.5. обеспечивать сбор, обработку, анализ, систематизацию и хранение информации о нарушениях в работе ИЯУ на протяжении всего срока эксплуатации, а также ее оперативную передачу другим организациям в установленном порядке;
127.6. осуществлять внутренний контроль за обеспечением безопасности и физической защиты исследовательской ядерной установки. Результаты контроля должны отражаться в годовых отчетах по оценке текущего состояния безопасности ИЯУ.
128. Обязанности, права и объем знаний законодательных актов по ядерной, радиационной, промышленной безопасности для работников (персонала) и руководства ИЯУ должны быть определены в соответствующих положениях и должностных инструкциях.
129. Руководство ИЯУ должно обеспечить разработку инструкций по эксплуатации систем, технологического оборудования и экспериментальных устройств ИЯУ, которые должны содержать конкретные указания работникам (персоналу) о способах ведения работ при нормальной эксплуатации ИЯУ и предаварийных ситуациях, определять их действия при проектных и запроектных авариях.
130. Порядок ведения и хранения эксплуатационных документов устанавливается с учетом требований нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов. Проект, исполнительная документация на изготовление оборудования, акты испытаний и исполнительная документация на техническое обслуживание и ремонт систем безопасности и систем, важных для безопасности, отнесенных к классам безопасности 1 и 2, должны храниться в течение всего срока эксплуатации ИЯУ.
131. Имевшие место нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации ИЯУ, включая аварии и инциденты, должны расследоваться в соответствии с требованиями актов законодательства в области использования атомной энергии. Эксплуатирующая организация должна разрабатывать и реализовывать мероприятия, предотвращающие повторение нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации по одним и тем же причинам.
132. При достижении установленного срока эксплуатации и актуальности дальнейшего проведения экспериментальных исследований на ИЯУ эксплуатирующая организация должна решить вопрос о продлении ее срока эксплуатации.
Глава 16
ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
133. Эксплуатация ИЯУ в режиме пуска и работа на мощности должна проводиться в соответствии с технологическим регламентом, руководством по эксплуатации и в объеме программы экспериментальных исследований, утвержденной руководством эксплуатирующей организации.
134. Эксплуатация критических и подкритических стендов в режиме пуска должна проводиться в соответствии с руководством по эксплуатации ИЯУ и в объеме:
принципиальной программы экспериментальных исследований, утвержденной руководством эксплуатирующей организации, где должны быть определены цели и задачи каждого из этапов исследований, отличающихся используемыми экспериментальными устройствами и (или) методическим обеспечением;
рабочей программы, утвержденной руководством ИЯУ и охватывающей один тип экспериментов, предусмотренных принципиальной программой экспериментальных исследований и связанных с использованием, например, определенных экспериментальных устройств или проведением пусков с одинаковыми мощностными или реактивностными характеристиками ИЯУ. Рабочая программа должна содержать перечень используемых экспериментальных устройств, порядок и методику проведения экспериментов, ожидаемые эффекты реактивности и меры по обеспечению безопасности с учетом специфики предстоящих работ.
135. Режим пуска и работа на мощности должны быть прекращены и ИЯУ переведена в режим временного останова согласно пунктам 136, 137 настоящих Правил, если при пуске ИЯУ или при работе на мощности не обеспечивается соблюдение пределов и условий безопасной эксплуатации.
136. В режиме временного останова техническое обслуживание должно проводиться в соответствии с инструкциями, программами и графиками, разработанными руководством ИЯУ на основе конструкторской документации и эксплуатационных документов ИЯУ. При этом должны учитываться требования проекта к условиям вывода систем безопасности на техническое обслуживание, ремонт и испытания.
Все выполняемые работы должны документироваться.
137. В режиме временного останова реакторной установки, в том числе при проведении ремонта или замене оборудования и экспериментальных устройств, влияющих на реактивность, имеющиеся технические средства должны обеспечивать контроль плотности нейтронного потока и основных технологических параметров исследовательского реактора.
138. После завершения ремонтных работ системы, важные для безопасности, должны проверяться на работоспособность и соответствие проектным характеристикам с документальным оформлением результатов этих проверок.
139. В эксплуатационных документах ИЯУ должны быть установлены меры безопасности при проведении ядерно-опасных работ (частичная, полная замена тепловыделяющих сборок активной зоны, ремонтом, заменой исполнительных механизмов рабочих органов системы управления и защиты и иное).
140. Целесообразность перевода ИЯУ в режим длительного останова рассматривается эксплуатирующей организацией в случае, если начатые экспериментальные работы закончены, и эксплуатация в режиме пуска до конца срока действия лицензии на эксплуатацию не планируется.
141. При принятии решения о переводе ИЯУ в режим длительного останова эксплуатирующая организация должна разработать мероприятия, обеспечивающие безопасность в режиме длительного останова и предотвращающие ускоренную коррозию и старение систем, важных для безопасности.
142. Используемые методы консервации систем и оборудования и объем технического обслуживания ИЯУ в режиме длительного останова должны соответствовать требованиям проекта и должны быть представлены в разделе "Отчет по обоснованию безопасности ИЯУ".
143. Эксплуатирующая организация должна уведомить республиканский орган государственного управления в области ядерной и радиационной безопасности о переводе ИЯУ в режим длительного останова.
144. Режим окончательного останова вводится по решению республиканского органа государственного управления в области ядерной и радиационной безопасности.
145. В режиме окончательного останова ИЯУ эксплуатирующая организация должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке предстоящих работ по выводу из эксплуатации, включая:
выгрузку из активной зоны ядерных материалов по технологии, определенной в проекте, и вывоз ядерных материалов с площадки ИЯУ;
проведение комплексного инженерного и радиационного обследования систем, оборудования, сооружений и зданий ИЯУ с целью оценки их технического состояния, а также для составления картограмм мощности доз облучения и радиоактивных загрязнений;
разработку принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ, включающей основные организационные и технические мероприятия по реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации;
разработку проекта вывода из эксплуатации ИЯУ, где должны быть определены конкретные виды работ по выводу из эксплуатации с указанием технологий и последовательности их выполнения, необходимых материально-технических ресурсов и состояние площадки ИЯУ после окончания работ;
разработку Отчета по обоснованию безопасности исследовательской ядерной установки при выводе из ее эксплуатации, где должно быть обосновано, что при выполнении предусмотренных принципиальной программой и проектом вывода из эксплуатации ИЯУ организационно-технических мероприятий обеспечивается безопасность работников (персонала) и населения.
146. Для ИЯУ, эксплуатируемой в режиме окончательного останова, сокращение объема технического обслуживания и численности работников (персонала) должно проводиться в соответствии с требованиями, установленными в проекте, и обосновано в Отчете по обоснованию безопасности исследовательской ядерной установки.
Глава 17
ВНЕСЕНИЕ ИЗМЕНЕНИЙ В КОНСТРУКЦИЮ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
147. Вносимые изменения в конструкцию действующей ИЯУ в зависимости от характера и объема подразделяются на две категории:
реконструкция (коренное переустройство), связанная с заменой активной зоны или изменением основных проектных решений;
замена отдельных или установка дополнительных элементов конструкции и систем.
148. Реконструкция подкритического стенда проводится по техническому проекту на реконструкцию, согласованному с республиканским органом государственного управления в области ядерной и радиационной безопасности.
149. Ввод реконструированного стенда в эксплуатацию производится в соответствии с требованиями главы 15 настоящих Правил.
150. В организации, для которой разрабатывается новая ИЯУ или реконструируется существующая, назначается специалист, контролирующий стадии проектирования, изготовления и монтажа.
151. Замена отдельных или установка дополнительных элементов конструкции и систем ИЯУ допускается по техническим решениям, согласованным с проектной организацией, и утвержденным руководителем эксплуатирующей организации. В техническом решении отражаются вносимые в конструкцию стенда изменения и дается оценка их возможного влияния на условия ядерной безопасности.
Раздел IV
ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
Глава 18
ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ
152. Технические и организационные мероприятия, необходимые для снятия ИЯУ с эксплуатации, должны быть предусмотрены при проектировании и строительстве, а также должны учитываться при эксплуатации, ремонте и реконструкции.
153. Эксплуатирующая организация до истечения проектного срока эксплуатации должна обеспечить разработку проекта снятия ИЯУ с эксплуатации включающего:
организацию работ по безопасному удалению топлива из активной зоны реактора и последующему вывозу его с площадки ИЯУ;
проведение дезактивации с целью уменьшения общего уровня облучения персонала и населения в результате проведения работ по снятию с эксплуатации ИЯУ;
проведение демонтажа оборудования на площадке ИЯУ;
обращение с радиоактивными отходами;
организационно-технические меры по радиационной безопасности, предусматривающие непревышение установленных пределов для индивидуальных доз облучения персонала при работах по снятию ИЯУ с эксплуатации;
оценка радиационного воздействия на окружающую среду при проведении работ по снятию с эксплуатации;
возможность дальнейшего использования площадки ИЯУ демонтированного оборудования и материалов;
количество и квалификацию необходимого для проведения работ персонала;
меры по обеспечению безопасности при возможных авариях в процессе снятия ИЯУ с эксплуатации;
организационные и технические меры обеспечения физической защиты.
154. При проектировании должны быть обоснованы предельные сроки работы основного оборудования и определены критерии его замены.
155. До начала выполнения проектных работ по снятию ИЯУ с эксплуатации должна быть разработана программа обеспечения качества выполняемых работ.
Глава 19
ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА
156. Обеспечение качества применительно к проектированию, строительству, вводу в эксплуатацию и снятию с эксплуатации ИЯУ должно осуществляться постоянно на всех этапах любой конкретной работы.
157. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку и проведение мероприятий по обеспечению качества на всех этапах жизненного цикла ИЯУ и в этих целях разрабатывает программы обеспечения качества и контролирует деятельность организаций, выполняющих работы или предоставляющих услуги для ИЯУ.
158. Составной частью обеспечения качества является контроль на всех этапах создания и эксплуатации ИЯУ.
159. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку и выполнение программ обеспечения качества на всех этапах организации, подготовки и проведения экспериментальных работ.
Раздел V
ОБЕСПЕЧЕНИЕ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ
Глава 20
МЕРЫ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ
160. Обеспечение физической защиты (далее - ФЗ) должно осуществляться на всех этапах проектирования, сооружения, эксплуатации и вывода из эксплуатации ИЯУ, пунктов хранения ядерных материалов, а также при обращении с ядерными материалами, в том числе при их транспортировке.
161. Эксплуатирующая организация должна принять необходимые меры по защите информации об организации и функционировании ФЗ.
162. Физическая защита должна обеспечивать выполнение следующих функций:
предупреждение несанкционированного доступа;
своевременное обнаружение несанкционированного действия;
задержку (замедление) нарушителя;
пресечение несанкционированных действий;
задержание лиц, причастных к подготовке или совершению противоправных действий.
163. Ответственность за обеспечение ФЗ ИЯУ несет руководитель эксплуатирующей организации.
164. На каждой ядерной установке должна быть определена объектовая проектная угроза, учитывающая специфику установки, особенности эксплуатации, уровень подготовки персонала, сил реагирования и другие факторы.
165. В зависимости от категории используемых ядерных материалов, особенностей ИЯУ, пункта хранения ядерных материалов предусматриваются соответствующие охранные зоны. В особо опасной зоне должно выполняться правило двух (трех) лиц. Ядерные материалы I и II категорий должны использоваться и храниться во внутренней или особо важной зоне, а ядерные материалы III категории - в любой охраняемой зоне. Ядерные материалы, не относящиеся к I, II и III категории, должны быть обеспечены ФЗ исходя из соображений практической целесообразности.
166. Ядерная установка должна быть размещена во внутренней или особо важной зоне.
167. Система ФЗ должна включать организационные мероприятия, инженерно-технические средства, действия подразделений охраны.
168. Организационные мероприятия в рамках обеспечения ФЗ должны включать:
168.1. разработку и создание системы ФЗ;
168.2. проведение анализа уязвимости ядерно-опасной установки совместно со специализированными организациями;
168.3. оценку возможного экологического и экономического ущерба;
168.4. оценку эффективности действующей системы ФЗ и путей ее совершенствования;
168.5. разработку и утверждение:
положения о пропускном режиме и разрешительной системе допуска и доступа к ядерным материалам;
план охраны и обороны объекта;
план взаимодействия подразделений охраны, персонала объекта и службы ФЗ;
план проверки технического состояния ФЗ;
контроль за соблюдением требований указанных документов.
169. Инженерно-технические средства ФЗ состоят из технических средств и физических барьеров.
170. Технические средства должны включать:
систему охранной сигнализации, расположенную по периметру охраняемых зон, зданий, сооружений, помещений;
средства для осуществления доступа, установленные на контрольно-пропускных пунктах и охраняемых объектах;
систему оптикоэлектронного наблюдения за периметрами охраняемых зон, контрольно-пропускными пунктами, охраняемыми объектами;
систему специальной связи;
средства обнаружения проноса (провоза) ядерных материалов, взрывчатых веществ и предметов из металла;
системы обеспечения (электропитания, освещения и другое).
171. Внутренняя и особо опасная зона, контрольно-пропускной пункт должны быть оборудованы средствами для осуществления доступа и средствами обнаружения проноса ядерных материалов, взрывчатых веществ и предметов из металла.
172. Все технические средства, входящие в систему ФЗ, в случае отключения основного электропитания должны сохранять работоспособность, что обеспечивается путем их автоматического переключения на резервные источники.
173. Физическими барьерами являются строительные, а также специально разработанные конструкции ядерно-опасного объекта, противотаранные устройства.
174. Все лица при выходе из особо важной зоны проходят проверку на наличие у них ядерного материала.
175. Все транспортные средства, выезжающие за пределы охраняемых зон, а также вывозимые контейнеры и емкости должны проходить проверку с применением правила двух (трех) лиц в целях выявления несанкционированного вывоза ядерных материалов.
176. Управление инженерно-техническими средствами осуществляется с центрального пункта управления или локальных пультов управления ФЗ, которые размещаются в специально приспособленных помещениях, имеющих пуленепробиваемые двери и стекла. Информация, поступающая с локального пульта управления, должна дублироваться на центральном пункте управления.
Глава 21
МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ И НАСЕЛЕНИЯ
В СЛУЧАЕ АВАРИИ
177. До ввода ИЯУ в эксплуатацию должны быть разработаны, согласованы, утверждены и обеспечены необходимыми ресурсами планы мероприятий по защите работников (персонала) и населения в случае аварии на ИЯУ, учитывающие радиационные последствия возможных аварий.
178. План мероприятий по защите работников (персонала) в случае аварии разрабатывается эксплуатирующей организацией и должен предусматривать координацию действий эксплуатирующей организации, органов внутренних дел, органов и подразделений по чрезвычайным ситуациям, медицинских учреждений, органов местного управления самоуправления в пределах зоны планирования защитных мероприятий. Обеспечение готовности и реализация плана возлагается на эксплуатирующую организацию.
179. План мероприятий по защите населения в случае аварии, разрабатываемый в установленном порядке компетентными органами местной исполнительной власти, должен предусматривать координацию действий органов государственного управления, органов местного управления и самоуправления, а также иных организаций, участвующих в реализации мероприятий по защите населения и ликвидации последствий аварии.
180. Планами мероприятий по защите работников (персонала) и населения должно быть определено, при каких условиях, по каким средствам связи, кто и в какой последовательности оповещает об аварии и о начале выполнения этих планов. Планами должны быть предусмотрены необходимое оборудование и средства его доставки.
181. Эксплуатирующая организация должна разрабатывать методики и программы проведения противоаварийных тренировок для отработки действий работников (персонала) в условиях аварий и обеспечивать периодическое (не реже одного раза в два года) проведение указанных тренировок с учетом текущей деятельности на площадке ИЯУ.
182. Эксплуатирующая организация должна обеспечить готовность работников (персонала) к действиям при проектных и запроектных авариях. В соответствующих инструкциях и руководствах должны быть определены первоочередные действия работников (персонала) по локализации возможных аварий и ликвидации их последствий.
183. Нарушения в работе ИЯУ должны расследоваться в установленном законодательством порядке. Результаты расследования с выводами и рекомендациями должны направляться эксплуатирующей организацией в орган государственного надзора и в другие организации в соответствии с установленным порядком.
УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Министерства по
чрезвычайным ситуациям
Республики Беларусь
30.12.2006 N 72
ПРАВИЛА
БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА НА КОМПЛЕКСАХ СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ
С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
Раздел I
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ
Глава 1
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на комплексах систем хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом (далее - Правила) устанавливают основные технические и организационные требования к комплексу систем хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом (далее - комплекс), транспортировке отработавшего ядерного топлива на комплексе.
2. Настоящие Правила не распространяются на требования:
промышленной безопасности, не связанные со спецификой отработавшего ядерного топлива как источника ионизирующих излучений и радиоактивных веществ;
безопасности при проектировании транспортных упаковочных комплектов, предназначенных для транспортировки отработавшего ядерного топлива на переработку или длительное хранение.
3. Настоящие Правила обязательны для всех организаций независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности, которые осуществляют деятельность по проектированию, изготовлению, монтажу, ремонту, модернизации, вводу в эксплуатацию, эксплуатации, выводу из эксплуатации комплекса и транспортировке отработавшего ядерного топлива.
4. Отказы, аварийные ситуации и аварии комплекса должны расследоваться в порядке, согласованном с Департаментом по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь (далее - Проматомнадзор).
5. Для целей настоящих Правил употребляются следующие термины и их определения:
аварийная ситуация - состояние комплекса, характеризующееся нарушением предела и / или безопасной эксплуатации и не перешедшее в аварию.
авария - нарушение нормальной эксплуатации комплекса, при котором произошел выход радиоактивных веществ и / или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями;
авария проектная - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа системы безопасности или одной независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленных для таких аварий пределами;
авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами системы безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала; несанкционированным вмешательством, которое может привести к тяжелым повреждениям и, как следствие, реализации планов мероприятий по защите персонала и населения;
безопасность комплекса ядерная, радиационная (далее - безопасность) - свойство комплекса при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами;
ввод комплекса в эксплуатацию - деятельность, во время которой проверяется соответствие проекту систем, оборудования и комплекса в целом, готовность комплекса к пуску и обеспечивается достижение установленных в проекте характеристик;
вывод комплекса из эксплуатации - деятельность, осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки комплекса, направленная на достижение заданного конечного состояния комплекса и его площадки;
исходное событие - единичный отказ в системах комплекса, внешнее воздействие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и / или условий нормальной эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием;
комплекс систем хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом - совокупность систем, устройств, элементов, предназначенных для хранения, загрузки, выгрузки, транспортировки и контроля отработавшего ядерного топлива;
локализующие системы (элементы) безопасности - технологические системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при аварии РВ и ионизирующих излучений за установленные при проектировании пределы и выход их в окружающую среду;
норма хранения (транспортировки) отработавшего ядерного топлива - количество отработавшего ядерного топлива, которое разрешается хранить (транспортировать) с учетом ограничений на его расположение;
нормальная эксплуатация комплекса - эксплуатация в определенном проектом эксплуатационных пределах и условиях;
отработавшее ядерное топливо (далее - ОЯТ) - отработавшее ядерное топливо, отдельные тепловыделяющие элементы (твэлы) или изделия с тепловыделяющими элементами (сборки твэлов, активные зоны в сборе), извлеченные из реактора после их облучения;
объект атомной энергетики - атомная станция, опытные и исследовательские реакторы, хранилища отработавшего ядерного топлива;
пределы безопасной эксплуатации - установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии;
самоподдерживающаяся цепная реакция - цепная ядерная реакция, характеризующаяся значением эффективного коэффициента размножения нейтронов (Кэфф), превышающим единицу или равным ей;
система - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций;
системы (элементы) безопасности локализующие - системы (элементы), предназначенные для ограничения распространения РВ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом комплекса пределы и предотвращения их выхода в окружающую среду;
снятие комплекса с эксплуатации - совокупность мер по прекращению эксплуатации комплекса, исключающая его дальнейшее использование и обеспечивающая безопасность персонала, населения и окружающей среды;
транспортный упаковочный комплект (далее - ТУК) - комплект средств, используемых при транспортировке и хранении отработавшего ядерного топлива, обеспечивающий его сохранность, предотвращение попадания радиоактивных веществ в окружающую среду, а также ядерную и радиационную безопасность;
транспортный упаковочный комплект внутриобъектовый (далее - ВТУК) - комплекс средств, обеспечивающий сохранность отработавшего ядерного топлива, ядерную и радиационную безопасность при внутриобъектовой транспортировке отработавшего ядерного топлива;
упаковка - упаковочный комплект с отработавшим ядерным топливом;
упаковочный комплект - совокупность компонентов, необходимых для обеспечения соответствия упаковки требованиям безопасности;
физическая защита - совокупность организационно-правовых, оперативно-розыскных, инженерно-технических мероприятий, средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения диверсий или хищений отработавшего ядерного топлива, радиоактивных отходов и радиоактивных веществ;
шаг решетки - расстояние между осями соседних тепловыделяющих сборок, пеналов или упаковок, расположенных в узлах регулярной решетки;
эксплуатация комплекса - деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой сооружался комплекс, включая проведение экспериментов, измерения, техническое обслуживание, ремонт и другую, связанную с этим деятельность;
элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, арматура, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности;
ядерная авария комплекса - авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и / или с облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная образованием критической массы при хранении, транспортировке, выгрузке, загрузке отработавшего ядерного топлива и нарушением теплоотвода от твэлов;
ядерная безопасность - свойство комплекса, исключающее возможность возникновения ядерной аварии техническими средствами и организационными мероприятиями;
ядерно-опасный объект - исследовательский ядерный комплекс, включающий в себя ядерную установку и комплекс помещений, систем, экспериментальных устройств, располагающихся в пределах определенной проектом площадки.
6. Руководители и специалисты организаций, осуществляющих проектирование, изготовление, монтаж, ремонт, модернизацию, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию, вывод из эксплуатации комплекса и транспортировку ОЯТ, виновные в нарушении требований настоящих Правил, несут ответственность в порядке, установленном законодательством Республики Беларусь.
Раздел II
БЕЗОПАСНОСТЬ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ
С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
Глава 2
ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
7. Безопасность комплекса обеспечивается выбором площадки для размещения хранилища ОЯТ, установлением санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг хранилища, высоким качеством проекта комплекса, техническим совершенством и надежностью оборудования, контролем за его состоянием, а также организацией и выполнением работ в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов, эксплуатационных документов, профессиональной квалификацией, психологической подготовленностью и дисциплиной персонала.
8. Перечни проектных и запроектных аварий при хранении, перегрузке, транспортировке ОЯТ должны быть включены в соответствующие перечни аварий, которые приводятся в разделе проекта "Техническое обосновании безопасности комплекса".
9. Радиационная безопасность при хранении, перегрузке, транспортировке ОЯТ регламентируется гигиеническими нормативами ГН 2.6.1.8-127-2000 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 25 января 2000 г. N 5 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2000 г., N 35, 8/3037), санитарными правилами и нормами 2.6.1.8-8-2002 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 г. N 6 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., N 35, 8/7859).
10. При проектировании зданий для комплекса должны быть выполнены требования нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов в области использования атомной энергии.
11. При проектировании и эксплуатации комплекса необходимо выполнить следующие требования:
эффективный коэффициент размножения нейтронов (k ) не должен
эфф
превышать 0,95 в условиях нормальной эксплуатации и при проектных
авариях;
хранение и временное размещение ОЯТ допускается только в специально предназначенных местах, определенных проектом;
запрещается прокладывать пути к другим эксплуатационным зонам через места хранения ОЯТ и его временного размещения;
должна исключаться необходимость перемещения над хранящимся ОЯТ грузов, если они не являются частями подъемных и перегрузочных устройств. Допускается перегрузка или размещение грузов над хранилищами, закрываемыми съемными или постоянными конструкциями, если эти конструкции выдерживают динамические и статические нагрузки, которые могут возникнуть при поднятии, падении и размещении грузов;
маршруты транспортировки ОЯТ следует выбирать так, чтобы они были короткими и простыми, и была исключена возможность аварии при падении упаковок с ОЯТ;
компоновка комплекса должна обеспечивать быструю эвакуацию персонала из помещений в случае аварии;
в процессах перегрузки, хранения, транспортировки ОЯТ должен быть обеспечен учет и контроль за расположением, количеством и перемещением ОЯТ;
тепловыделяющие сборки, пеналы с ОЯТ и упаковки, перемещаемые на транспортных средствах, должны быть закреплены таким образом, чтобы исключить их опрокидывание в условиях нормальной эксплуатации, при максимальном расчетном землетрясении (далее - МРЗ) и других природных явлениях, свойственных району размещения комплекса;
конструкции пеналов, стеллажей в хранилищах, транспортных средств для транспортировки ОЯТ должны обеспечивать их устойчивость в условиях нормальной эксплуатации, при МРЗ и других природных явлениях, на территории размещения комплекса;
конструкция оборудования комплекса должна обеспечивать ядерную безопасность, в основном, путем размещения учетных единиц с ОЯТ с определенным шагом решетки;
оборудование для обращения с ОЯТ должно предотвращать возможность падения упаковок, тепловыделяющих сборок (далее - ТВС) или пеналов с ОЯТ при нормальной эксплуатации, а также такие их повреждения, которые могут привести к аварии при исходных событиях, вызывающих падение упаковок, ТВС или пеналов;
должны быть предусмотрены технические средства, исключающие неконтролируемые, самопроизвольные перемещения оборудования для обращения с ОЯТ;
для хранилищ, в которых хранение ОЯТ осуществляется под водой, необходимо предусмотреть наличие устройств и систем для подачи, очистки, охлаждения воды, вентиляции, контроля радиоактивности, температуры, уровня, химического состава воды и при необходимости содержания водорода;
для сухих хранилищ необходимо предусмотреть меры по контролю и ограничению накопления радиоактивных веществ в атмосфере хранилища, контролю за попаданием воды, влажностью, температурой;
проект хранилища должен исключать возможность достижения критичности при возникновении пожара и его тушении;
при проектировании оборудования комплекса должна быть предусмотрена возможность его испытаний, технического обслуживания, радиационного контроля и проверок на загрязненность радиоактивными веществами;
комплекс должен быть способен выполнять свои функции при особых воздействиях, принятых в проекте;
порядок и организация перевозок ОЯТ по территории организации должны соответствовать требованиям нормативно правовых актов по вопросам безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов;
работы, связанные с выводом на техническое обслуживание и ремонт систем и элементов, отказы в которых могут являться исходными событиями, приводящими к нарушению условий безопасности эксплуатации, должны проводиться по специальному техническому решению с обязательной регистрацией.
12. В проекте комплекса необходимо предусмотреть:
технические средства для хранения и обращения с негерметичными и дефектными ТВС;
устройства и меры, исключающие возможность повышения температуры оболочек тепловыделяющих элементов (далее - твэлов) выше проектных значений для нормальной эксплуатации и проектной аварии;
локализующие системы безопасности, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения внутри хранилища и выхода в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующих излучений;
раздел по выводу комплекса из эксплуатации.
13. Для хранилищ ОЯТ при реакторе необходимо предусмотреть наличие достаточной емкости хранилища, позволяющей выдерживать ОЯТ для снижения радиоактивности и тепловыделения. Необходимо предусмотреть наличие свободного объема для выгрузки в любой момент эксплуатации одной полной активной зоны.
14. Ядерная безопасность при хранении ОЯТ обеспечивается:
ограничением шага расположения ТВС и пеналов в чехлах, стеллажах, упаковках;
контролем за расположением ТВС и пеналов;
контролем за наличием, состоянием и составом охлаждающей среды и появлением замедлителя в сухих хранилищах;
контролем за технологическими параметрами комплекса.
Глава 3
ИСХОДНЫЕ СОБЫТИЯ АВАРИЙ И АВАРИЙНЫЕ СИТУАЦИИ
15. В разделе проекта "Техническое обоснование безопасности комплекса" (проектные аварии) должны быть рассмотрены следующие исходные события:
сейсмические и другие природные явления, свойственные данному району (наводнения, ураганы и другое), при анализе которых необходимо рассматривать максимальное расчетное землетрясение;
полное прекращение электроснабжения;
падение самолета;
воздушная ударная волна, обусловленная взрывом;
пожар;
падение предметов, которые могут изменить расположение тепловыделяющих сборок и пеналов с ОЯТ и нарушить их целостность и целостность оболочек твэлов;
падение отдельных тепловыделяющих сборок, пеналов, чехлов с тепловыделяющими сборками, упаковок при осуществлении транспортно-технологических операций;
ошибки персонала;
течь из бассейна выдержки или разрыв трубопроводов, приводящие к снижению уровня воды;
летящие предметы, образующиеся в результате аварий (например, в результате разрушения систем, работающих под давлением);
образование взрывоопасных смесей в хранилище;
аварии в системах, не связанных с хранением или обращением с ОЯТ, приводящие к повреждению оборудования для хранения и транспортировки топлива;
зависание ОЯТ в физическом зале или других помещениях при перегрузках;
отказы оборудования комплекса;
нарушение крепления упаковок во время транспортировки.
16. Примерный перечень исходных событий для расчета последствий запроектных аварий:
возникновение самоподдерживающейся цепной реакции;
полное обезвоживание хранилища ОЯТ;
падение технологического оборудования и строительных конструкций на перекрытие бассейна выдержки.
Глава 4
ТРЕБОВАНИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ
ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ВОДЕ
17. Шаг расположения ТВС и пеналов в стеллажах, чехлах и
ячейках должен быть выбран таким, чтобы эффективный коэффициент
размножения нейтронов k хранилища не превышал 0,95.
эфф
18. При хранении ТВС в чехлах конструкция чехла должна обеспечивать коэффициент размножения нейтронов не более 0,95 при расположении чехлов вплотную в воде или другой среде, в которой они хранятся.
19. Допускается устанавливать шаг расположения ТВС с учетом выгорания при условии, что контроль выгорания в хранилище обеспечивается с помощью технических мер (установок контроля глубины выгорания).
20. Хранилище должно быть оборудовано следующими системами, необходимыми для обеспечения безопасности:
охлаждения воды (за исключением случаев, когда доказано, что исключается превышение проектных значений температуры воды в хранилище и без специального охлаждения);
водоочистки;
технологического контроля (температуры, уровня воды, водно-химического режима, содержания водорода в воздухе при необходимости, содержания гомогенных поглотителей в воде или гетерогенных поглотителей в стеллажах, если эти системы предусмотрены проектом);
радиационного контроля;
вентиляции;
заполнения и опорожнения бассейна;
контроля, сбора и возврата протечек;
подпитки.
21. Для исключения разгерметизации, разрушения твэлов, выбросов радиоактивных веществ от ОЯТ необходимо отводить остаточное тепло. При этом должны быть выполнены следующие требования:
система охлаждения должна быть спроектирована таким образом, чтобы температура воды в хранилище не превышала проектных пределов при нормальной эксплуатации и проектной аварии. Превышение проектных значений температур воды в хранилище должно быть исключено при нормальной эксплуатации и проектной аварии с помощью надежного энергопитания с резервированием, а также резервированием насосов, арматуры, трубопроводов, теплообменников. При проектировании систем охлаждения следует стремиться к использованию наливных пассивных устройств;
при наличии в хранилищах нескольких отдельных отсеков должна быть предусмотрена возможность охлаждения воды в каждом отсеке.
22. Все трубопроводы в хранилище должны быть врезаны в верхней части, чтобы сохранить необходимый уровень воды над топливом в случае разрыва этих труб, через которые вода может вытечь из хранилища.
Опорожнение хранилища должно производиться насосами погружного типа. Электросхемы насосов этих систем должны быть нормально разомкнуты.
23. Должна быть исключена возможность опорожнения хранилища за счет сифонного эффекта. Трубопроводы для подвода или отвода воды необходимо выполнять таким образом, чтобы в случае образования воздушной пробки или разрыва (течи) уровень воды в хранилище не опускался ниже уровня, при котором обеспечивается безопасное хранение ОЯТ.
24. В случаях, когда между отсеками бассейнов выдержки или бассейнами имеются шлюзовые ворота, необходимо их спроектировать таким образом, чтобы они выдерживали напор воды с любой стороны при отсутствии ее на другой.
25. Хранилища должны быть обеспечены устройствами, исключающими переполнение бассейна выдержки водой.
26. Необходимо предусмотреть систему подпитки хранилища водой требуемого качества. Должно быть предусмотрено резервирование арматуры системы подпитки.
27. Если для очистки воды используется отдельная система отвода воды, то необходимо, чтобы ее пропускная способность была меньше, чем для системы подпитки.
28. Необходимо предусмотреть оборудование для измерения уровня, температуры, удельной активности воды, концентрации гомогенных поглотителей с системой контроля и сигнализацией в помещении пульта управления.
29. При хранении необходимо использовать воду, отвечающую требованиям для дистиллированной воды. Система очистки воды должна быть спроектирована так, чтобы:
обеспечить показатели качества воды;
можно было удалить взвешенные частицы и растворенные примеси, которые влияют на прозрачность воды;
из воды в бассейнах выдержки можно было удалить радиоактивные, ионные и твердые примеси, особенно из поверхностного слоя толщиной 30 см.
30. Конструкционные материалы, применяемые для облицовки хранилища, изготовления стеллажей, чехлов, упаковок, перегрузочного оборудования, должны обладать коррозионной совместимостью со средой хранилища. Дно и стенки хранилища должны быть облицованы коррозионно-стойким материалом. Облицовка должна обеспечивать заданную степень герметичности и восприятия силовых воздействий, предусмотренных проектом. Облицовка дна хранилища не должна пробиваться при падении ТВС, чехла с максимальной высоты, возможной при транспортно-технологических операциях. Необходимо, чтобы конструкционные материалы не являлись источниками загрязнения тепловыделяющих сборок инородными веществами, которые могли бы отрицательно повлиять на его функции или нарушить целостность ТВС в течение срока службы, и не являлись источником загрязнения воды хранилища.
31. Негерметичные и дефектные ТВС по результатам контроля герметичности оболочек должны храниться в пеналах, которые выдерживают температуру и давление, возникающие в результате остаточного тепловыделения из отработавших ТВС, а также вследствие химических реакций между топливом и его оболочкой и рабочей средой в пенале.
32. Необходимо обеспечить контроль герметичности пеналов с ОЯТ.
33. Для удаления высокоактивных вод из пеналов должны быть предусмотрены устройства, позволяющие удалять эти воды из пеналов без смешивания их с водами бассейна выдержки.
34. Конструкция хранилища должна исключать возможность потери воды с расходом, превышающим расход подпитки при нормальных условиях эксплуатации и проектной аварии.
35. При проектировании хранилища необходимо обеспечить возможность обнаружения утечек воды из хранилища, выявление мест, из которых они происходят, и их устранение. Бассейны выдержки необходимо спроектировать так, чтобы они имели систему сбора протечек радиоактивной воды в контролируемые водосборники.
36. Необходимо обеспечить возможность освещения хранилища с помощью переносных подводных светильников. Материалы, используемые для этих светильников, должны обладать коррозионной совместимостью со средой хранилища и исключать загрязнение среды.
37. В хранилищах должен осуществляться радиационный контроль в соответствии с требованиями технических нормативных правовых актов, перечисленных в пункте 9 настоящих Правил.
38. Вентиляционное и фильтрующее оборудование необходимо спроектировать и эксплуатировать таким образом, чтобы ограничить потенциальный выброс радионуклидов, активированных продуктов износа и коррозии, а также радиоактивных аэрозолей.
Система вентиляции должна также предотвратить повышенную влажность в хранилищах, обеспечить разбавление и удаление водорода, образующегося в результате радиолиза воды.
39. В случае падения ТВС, чехлов на дно бассейна выдержки все работы по перегрузке и транспортировке должны быть остановлены до их извлечения.
Глава 5
ТРЕБОВАНИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ СУХИХ
ХРАНИЛИЩ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
40. Компоновку сухого хранилища ОЯТ необходимо выполнить таким образом, чтобы исключить попадание замедляющих нейтроны материалов, например, воды в зоны хранения топлива.
41. При сухом хранении ОЯТ необходимо предусмотреть принудительное или естественное охлаждение с учетом того, чтобы температура оболочек твэлов не превышала проектных значений.
42. Конструкция оборудования для сухого хранения ОЯТ должна
быть спроектирована таким образом, чтобы коэффициент размножения
нейтронов не превышал 0,95 даже при заполнении хранилища водой, а
также при таком количестве, распределении и плотности воды в
результате исходных событий, которое приводит к максимальному
max
эффективному коэффициенту размножения нейтронов (k ).
эфф
43. Сухие хранилища должны быть герметичными, чтобы утечки газообразной охлаждающей среды не приводили к превышению допустимых норм радиационной безопасности. При проектировании необходимо предусмотреть возможность проведения испытаний и контроля хранилищ на герметичность.
Требования по герметичности хранилища не устанавливаются, если хранение ОЯТ осуществляется в ТУК, исключающих разгерметизацию при исходных событиях, рассмотренных в проекте.
44. Шаг расположения ТВС в пеналах, стеллажах, упаковках должен быть выбран таким, чтобы эффективный коэффициент размножения нейтронов хранилища не превышал 0,95 при нормальной эксплуатации и проектной аварии.
45. При проектировании и эксплуатации противопожарной системы в сухом хранилище ОЯТ следует руководствоваться нормами пожарной безопасности.
Хранилища должны быть оснащены автоматическими или первичными средствами пожаротушения.
Запрещается тушение пожаров средствами, которые могут повысить
значение k , например, водой или пеной.
эфф
Хранение горючих материалов, а также материалов, имеющих опасные при пожаре свойства (например, химическая токсичность, коррозионная активность, взрывоопасность), не входящих в состав упаковочных комплектов, в хранилище запрещается.
Запрещается прохождение через зону хранения кабелей, которые не связаны непосредственно с подачей электроэнергии к оборудованию для обращения с ОЯТ, и трубопроводов с горючими и взрывоопасными жидкостями и газами.
В проекте должно быть предусмотрено автоматическое отключение вентиляции хранилища при возникновении в нем пожара.
46. Хранилища должны быть оборудованы охранной и пожарной сигнализацией, рабочим и аварийным освещением и, при необходимости, промышленным телевидением.
47. В хранилищах должен осуществляться радиационный контроль в соответствии с требованиями технических нормативных правовых актов, перечисленных в пункте 9 настоящих Правил.
48. Материалы и конструкция хранилищ и оборудования должны позволять легко дезактивировать их поверхности.
Глава 6
ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ ДЛЯ
ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
49. К оборудованию для хранения и обращения с ОЯТ относятся:
транспортно-технологическое оборудование;
стенды для обмывки ТВС и пеналов;
стенды для контроля ТВС и пеналов;
горячие камеры;
оборудование систем охлаждения хранилища, спецводоочистки, контроля уровня и температуры воды, водно-химического режима, вентиляции, заполнения и опорожнения хранилища, контроля и сбора протечек, радиационного контроля;
оборудование для подготовки ОЯТ к установке его в бассейн выдержки;
оборудование для подготовки транспортных упаковочных комплектов с ОЯТ к отправке на переработку или длительное хранение за пределы объекта атомной энергетики.
50. К транспортно-технологическому оборудованию относятся:
краны, захваты, траверсы, штанги;
платформы, тележки;
перегрузочные устройства и механизмы;
пеналы, чехлы, стеллажи;
упаковки;
барабаны отработавших ТВС;
устройства для разборки ТВС и пеналов.
51. Транспортно-технологическое оборудование для перемещения ОЯТ наряду с основной транспортной скоростью должно иметь доводочную скорость, наибольшее значение которой должно исключать повреждения ТВС и оборудования.
52. Грузоподъемные механизмы, используемые при транспортно-технологических операциях, должны соответствовать требованиям нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов в области промышленной безопасности.
53. Конструкция кранов и других подъемных механизмов для обращения с ОЯТ в случае прекращения подачи электропитания должна исключить возможность падения перемещаемого ОЯТ и неконтролируемого перемещения механизмов.
54. Захваты подъемных механизмов должны быть сконструированы таким образом, чтобы они надежно поднимали и перемещали ОЯТ, что должно быть обеспечено с помощью следующих мер:
установки с необходимой точностью захвата подъемного механизма перед началом подъема ОЯТ над захватным устройством упаковки, чехла, ТВС;
фиксации захвата с подвешенной ТВС для исключения возможности его самопроизвольного (или в результате ошибки персонала) расцепления;
Страницы: | Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 |
| 
