ПОИСК ДОКУМЕНТОВ

Постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 27.12.2010 № 68 "Об утверждении и введении в действие технического кодекса установившейся практики"

Текст документа с изменениями и дополнениями по состоянию на ноябрь 2013 года

< Главная страница

Стр. 1

Страницы: | Стр. 1 | Стр. 2 | Стр. 3 | Стр. 4 | Стр. 5 | Стр. 6 | Стр. 7 | Стр. 8 | Стр. 9 | Стр. 10 | Стр. 11 |

Внимание! Текст представлен в соответствии с официально полученной копией.

На основании статьи 18 Закона Республики Беларусь от 5 января 2004 года "О техническом нормировании и стандартизации" Министерство по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь ПОСТАНОВЛЯЕТ:

Утвердить и ввести в действие с 1 апреля 2011 г. прилагаемый технический кодекс установившейся практики "Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции с реактором типа ВВЭР".

Министр Э.Р.Бариев

УДК 621.311.25, 621.039.5            МКС 27.120.99                    КП 01

Дата введения 2011 - 04 - 01

Ключевые слова: отчет по безопасности, атомная электростанция, реактор, безопасность, контроль, эксплуатация, физический пуск, энергетический пуск, радиоактивные отходы, тепловыделяющий элемент

Предисловие

Цели, основные принципы, положения по государственному регулированию и управлению в области технического нормирования и стандартизации установлены Законом Республики Беларусь "О техническом нормировании и стандартизации".

1 РАЗРАБОТАН Государственным научным учреждением "Объединенный институт энергетических и ядерных исследований - Сосны" НАН Беларуси

ВНЕСЕН Национальной академией наук Беларуси

2 УТВЕРЖДЕН постановлением Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 27 декабря 2010 г. N 68

3 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

Настоящий технический кодекс установившейся практики не может быть воспроизведен, тиражирован и распространен в качестве официального издания без разрешения Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь

Издан на русском языке

Содержание

1 Область применения

2 Нормативные ссылки

3 Термины и определения

4 Обозначения и сокращения

5 Общие требования к отчету по обоснованию безопасности атомной электростанции

5.1 Назначение и область применения отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции

5.2 Порядок подготовки отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции

5.3 Требования к содержанию, форме отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции и его поддержанию

6 Требования к содержанию введения ООБ АЭС

7 Общее описание атомной электростанции

7.1 Условия сооружения атомной электростанции

7.2 План размещения атомной электростанции

7.3 Описание принципиальной схемы атомной электростанции

7.4 Основные технические характеристики атомной электростанции

7.5 Характеристики энергосистемы

7.6 Режимы эксплуатации атомной электростанции

7.7 Концепция обеспечения безопасности атомной электростанции

7.7.1 Основные принципы и критерии обеспечения безопасности атомной электростанции

7.7.2 Обеспечение ядерной безопасности

7.7.3 Обеспечение радиационной безопасности

7.7.4 Обеспечение пожарной безопасности

7.7.5 Обеспечение защиты атомной электростанции от природных и техногенных воздействий

7.7.6 Планы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий

7.8 Результаты количественного анализа безопасности

7.8.1 Надежность оборудования и других элементов

7.8.2 Детерминистический анализ безопасности

7.8.3 Вероятностный анализ безопасности

7.9 Основные технические решения

7.9.1 Реактор, первый контур и связанные с ним системы

7.9.2 Паротурбинная установка

7.9.3 Система циркуляционного и технического водоснабжения

7.9.4 Электрические системы

7.9.5 Водно-химический режим атомной электростанции

7.9.6 Система обращения с топливом (вне реактора)

7.9.7 Обращение с радиоактивными отходами

7.9.8 Система управления технологическими процессами атомной электростанции

7.9.9 Системы безопасности

7.9.10 Генеральный план и компоновка атомной электростанции

7.9.11 Вентиляционные системы

7.9.12 Радиационная защита и контроль

7.9.13 Система физической защиты

7.9.14 Мероприятия по обеспечению пожарной безопасности

7.10 Краткое описание работы атомной электростанции

7.10.1 Подготовка блока к пуску

7.10.2 Пуск блока из холодного состояния до полной мощности

7.10.3 Работа на мощности

7.10.4 Регулирование мощности блока

7.10.5 Переходные режимы

7.10.6 Останов блока с полной мощности до горячего состояния

7.10.7 Работа блока в горячем состоянии и допускаемые работы по техобслуживанию

7.10.8 Расхолаживание блока до холодного состояния

7.10.9 Работа блока в холодном состоянии без вскрытия первого контура

7.10.10 Перегрузка

7.11 Влияние атомной электростанции на окружающую среду

7.12 Сравнение с аналогами

7.13 График сооружения атомной электростанции, контрагенты и подрядчики

7.14 Принципиальные положения по организации эксплуатации атомной электростанции

7.14.1 Ввод атомной электростанции в эксплуатацию

7.14.2 Руководство эксплуатацией атомной электростанции

7.14.3 Пределы и условия безопасной эксплуатации

7.14.4 Снятие блока атомной электростанции с эксплуатации

7.15 Обеспечение качества

8 Характеристика района и площадки размещения атомной электростанции

8.1 Описание района расположения площадки атомной электростанции

8.1.1 Географическое положение

8.1.2 Топографические условия

8.1.3 Демография

8.2 Техногенные условия района размещения атомной электростанции

8.2.1 Базовые материалы для определения количественно-вероятностных характеристик и параметров внешних воздействий техногенного происхождения

8.2.2 Методы прогноза характеристик и параметров внешних воздействий техногенного происхождения

8.2.3 Результаты оценки параметров и характеристик внешних воздействий техногенного происхождения

8.3 Гидрометеорологические условия

8.3.1 Региональная климатология

8.3.2 Метеорологические и гидрологические условия

8.3.3 Базовые материалы для определения количественно-вероятностных характеристик и параметров гидрометеорологических процессов и явлений

8.3.4 Методы расчета характеристик и параметров гидрометеорологических процессов и явлений

8.4 Геологические, гидрогеологические, сейсмотектонические и инженерно-геологические условия

8.4.1 Базовые материалы для анализа геологических, гидрогеологических, сейсмотектонических и инженерно-геологических условий на площадке атомной электростанции

8.4.2 Результаты анализа геологических, гидрогеологических, сейсмотектонических и инженерно-геологических условий

8.4.3 Методы и методики выявления геологических и инженерно-геологических процессов и явлений и определения характеристик грунтов и подземных вод

8.4.4 Методы прогноза характеристик и параметров факторов и процессов

8.5 Воздействия атомной электростанции на окружающую природную среду и население

8.6 Программы наблюдений

8.6.1 Перечень программ

8.6.2 Описание программ наблюдений

8.7 Обеспечение жизнедеятельности персонала и населения в районе размещения атомной электростанции и их эвакуации при чрезвычайных воздействиях

8.8 Сводная таблица с перечнем внешних воздействий на площадке размещения атомной электростанции

8.9 Документирование данных об условиях размещения атомной электростанции

9 Общие положения и подходы к проектированию зданий, сооружений, систем и элементов

9.1 Основные нормативные критерии и принципы проектирования зданий, сооружений, систем и элементов

9.1.1 Перечень основных используемых технических нормативных правовых актов

9.1.2 Оценка выполнения требований

9.1.3 Допущенные отступления, их обоснования и принятые компенсирующие меры

9.2 Используемые классификации сооружений, систем и элементов

9.2.1 Классификация сооружений, систем и элементов по влиянию на безопасность

9.2.2 Классификация оборудования и трубопроводов по группам качества

9.2.3 Классификация по сейсмостойкости

9.2.4 Перечень сооружений, систем и элементов, подлежащих анализу стойкости к внешним воздействиям природного и техногенного происхождения

9.3 Описание и обоснование компоновочных решений на площадке атомной электростанции

9.4 Вероятные сценарии последствий реализации исходных событий природного или техногенного происхождения на площадке атомной электростанции

9.5 Параметры воздействий, вызванных аварийными ситуациями, возникающими на площадке атомной электростанции

9.5.1 Воздействия, вызванные аварийными ситуациями на площадке атомной электростанции за пределами главного корпуса

9.5.2 Воздействия, вызванные аварийными ситуациями в пределах главного корпуса вне защитной оболочки

9.5.3 Воздействия, вызванные аварийными ситуациями в пределах защитной оболочки

9.6 Воздействия, возникающие при нормальных условиях эксплуатации и переходных режимах, их параметры

9.7 Расчетные сочетания нагрузок на сооружения, здания и оборудование атомной электростанции

9.8 Защита территории от опасных геологических процессов

9.9 Защита от паводка

9.10 Методы обоснования стойкости зданий, сооружений и работоспособности систем и элементов атомной электростанции

9.10.1 Здания, сооружения, строительные конструкции и фундаменты

9.10.2 Гидротехнические и геотехнические сооружения, узлы и каналы

9.10.3 Используемые программные средства

9.10.4 Методы стендовых испытаний и натурных исследований зданий, сооружений и конструкций

9.10.5 Критерии стойкости зданий и сооружений атомной электростанции

9.11 Определение нагрузок, передаваемых через строительные конструкции на оборудование, трубопроводы, системы и элементы атомной электростанции, от внешних и внутренних динамических воздействий

9.11.1 Исходные данные для динамических расчетов

9.11.2 Методы анализа динамического поведения сооружения

9.11.3 Динамические нагрузки от воздействий несейсмического происхождения

9.12 Здания, сооружения, строительные конструкции, основания и фундаменты

9.12.1 Анализ выполнения требований технических нормативных правовых актов

9.12.2 Главный корпус

9.12.3 Другие здания и сооружения атомной электростанции

9.12.4 Диагностика строительных конструкций

9.12.5 Программа исследований и планы мероприятий по инспекции ответственных зданий и сооружений атомной электростанции

9.12.6 Мероприятия по обеспечению эксплуатационной пригодности ограждающих конструкций защитной оболочки в процессе эксплуатации

9.13 Методы обоснования прочности и работоспособности оборудования, трубопроводов, систем и элементов атомной электростанции с учетом нагрузок, вызванных природными и техногенными воздействиями и передаваемых через строительные конструкции зданий и сооружений

9.13.1 Учет внешних условий при расчете механического и электрического оборудования

9.13.2 Механические системы, оборудование и трубопроводы

9.13.3 Электротехническое оборудование

9.13.4 Электроэнергетическое оборудование

9.13.5 Насосные агрегаты и арматура

9.13.6 Парогенераторы

9.13.7 Дизель-генераторы

9.13.8 Контрольно-измерительные приборы и оборудование автоматизированной системы управления технологическими процессами

9.13.9 Вентиляционное оборудование и воздуховоды, оборудование систем фильтрации

9.13.10 Подъемно-транспортное оборудование

9.13.11 Системы привода регулирующих стержней ядерного реактора

9.13.12 Элементы аварийной защиты ядерного реактора

9.13.13 Сейсмическая контрольно-измерительная аппаратура

9.13.14 Используемые программные средства

9.13.15. Методы испытаний систем и элементов

10 Реактор

10.1 Назначение реактора

10.1.1 Назначение и функции

10.1.2 Проектные основы

10.2 Проект реактора

10.2.1 Описание реактора

10.2.2 Управление и контроль

10.2.3 Испытания и проверки

10.2.4 Анализ проекта

10.2.5 Система остановки реактора - рабочие органы системы управления и защиты

10.2.6 Система предупредительной аварийной защиты

10.2.7 Нейтронно-физический расчет активной зоны

10.2.8 Теплогидравлический расчет

10.2.9 Исполнительные механизмы системы управления и защиты

10.2.10 Корпус реактора

11 Первый контур и связанные с ним системы

11.1 Краткое описание первого контура

11.1.1 Первый контур и связанные с ним системы

11.1.2 Принципиальная технологическая схема

11.1.3 Схема контрольно-измерительной аппаратуры

11.1.4 Чертежи общего вида

11.2 Целостность (прочность и плотность) границ давления первого контура

11.2.1 Соответствие нормам и правилам функционирования первого контура

11.2.2 Система защиты первого контура от избыточного превышения давления

11.2.3 Материалы первого контура

11.2.4 Эксплуатационные проверки и испытания первого контура

11.2.5 Определение протечек через границы давления первого контура

11.2.6 Связи со вторым контуром

11.3 Корпус и крышка реактора

11.3.1 Материалы корпуса и крышки реактора

11.3.2 Проектные пределы по давлению и температуре

11.3.3 Целостность корпуса реактора

11.4 Элементы первого контура

11.4.1 Главные циркуляционные насосы

11.4.2 Парогенераторы

11.4.3 Трубопроводы, содержащие теплоноситель первого контура

11.4.4 Ограничения расхода пара через главный паропровод

11.4.5 Система отсечения главного паропровода

11.4.6. Система охлаждения активной зоны

11.4.7 Система отвода остаточных тепловыделений

11.4.8 Компенсатор давления

11.4.10 Арматура

11.4.11 Предохранительные и разгрузочные клапаны

11.4.12 Опорные конструкции основных компонентов

12 Паротурбинная установка

12.1 Турбоагрегат

12.1.1 Проектные основы

12.1.2 Проект системы

12.1.3 Управление и контроль работы системы

12.1.4 Испытания и проверки

12.1.5. Анализ проекта

12.2 Система паропроводов свежего пара

12.3 Система питательной воды

12.4 Система сброса пара второго контура в конденсаторы турбины

12.5 Защита второго контура от превышения давления

12.6 Система подпитки второго контура

12.7 Водно-химический режим второго контура

12.8 Система очистки турбинного конденсата

12.9 Система пробоотбора технологических сред второго контура

12.10 Обоснование прочности, устойчивости и работоспособности трубопроводов, насосов, задвижек, основной арматуры, предохранительных и разгрузочных клапанов при природных и техногенных воздействиях

13 Контроль и управление

13.1 Введение

13.1.1 Определение систем и средств контроля и управления, важных для безопасности

13.1.2 Основные принципы и критерии безопасности

13.2 Системы и средства контроля и управления, обеспечивающие нормальную эксплуатацию блока атомной электростанции

13.2.1 Система контроля и управления блока атомной электростанции

13.2.2 Блочный щит управления

13.2.3 Системы контроля и управления реакторной установки

13.2.4 Системы управления и защиты реакторной установки

13.3 Системы и средства контроля и управления системами безопасности

13.3.1 Управляющие системы безопасности блока атомной электростанции

13.3.2 Резервный щит управления

13.4 Системы и средства диагностики дефектов

13.5 Системы и средства контроля целостности и работоспособности барьеров

13.6 Системы и средства контроля и управления системами пожаробезопасности

13.7 Системы и средства контроля и управления системами взрывобезопасности

13.7.1 Системы и средства контроля и управления системами взрывобезопасности блочного уровня

13.7.2 Системы и средства контроля и управления системами взрывобезопасности реакторной установки

13.8 Системы и средства контроля и управления системами физической защиты

13.9 Системы и средства контроля организованного выхода радиоактивных продуктов

13.10 Системы и средства контроля окружающей среды

13.10.1 Системы и средства контроля окружающей среды в санитарно-защитной зоне, зоне наблюдения и помещениях атомной электростанции

13.10.2 Системы контроля радиационной обстановки в помещениях блока атомной электростанции

13.11 Системы и средства связи и оповещения

13.11.1 Назначение и проектные основы

13.11.2 Описание

13.12 Системы и средства контроля и управления, не влияющие на безопасность

13.12.1 Описание

13.12.2 Анализ безопасности

14 Электроснабжение

14.1 Внешняя энергосистема

14.1.1 Схема выдачи мощности

14.1.2 Характеристика энергосистемы

14.2 Главная схема электрических соединений

14.2.1 Общее описание

14.2.2 Турбогенератор, блочный трансформатор и их вспомогательные системы

14.2.3 Пожарная безопасность оборудования главной схемы

14.2.4 Пункты управления главной схемой

14.3 Система собственных нужд

14.3.1 Система электроснабжения собственных нужд атомной электростанции при нормальной эксплуатации

14.3.2 Система аварийного электроснабжения

14.3.3 Защита кабельных систем от пожара

14.4 Эксплуатация

14.4.1 Инструкции по эксплуатации

14.4.2 Указания по ремонту

14.4.3 Ввод в эксплуатацию

14.5 Связь

14.6 Стандарты, нормы

14.7 Маркировка

15 Вспомогательные системы энергоблока

15.1 Комплекс систем хранения и обращения с ядерным топливом

15.1.1 Система хранения и обращения со свежим (необлученным) ядерным топливом

15.1.2 Система перегрузки активной зоны

15.1.3 Комплекс систем обращения с отработавшим (облученным) топливом

15.1.4 Система внутристанционного транспортирования ядерного топлива

15.1.5 Организация учета и контроля ядерного топлива на атомной электростанции

15.2 Системы с технологической водной средой

15.2.1 Система продувки, подпитки первого контура и борного регулирования

15.2.2. - 15.8.8. Системы по содержанию раздела 15

15.9 Обоснование прочности трубопроводных систем, воздуховодов, вентиляционного, технологического и подъемно-транспортного оборудования вспомогательных систем энергоблока с учетом природных и техногенных воздействий

16 Обращение с радиоактивными отходами

16.1 Источники образования радиоактивных отходов на атомной электростанции

16.2 Системы обращения с газообразными радиоактивными отходами

16.2.1 Проектные основы

16.2.2 Описание систем

16.2.3 Выбросы радиоактивных веществ

16.3 Системы обращения с жидкими радиоактивными отходами

16.3.1 Проектные основы

16.3.2 Описание систем

16.3.3 Сбросы радиоактивных веществ

16.4 Система обращения с твердыми радиоактивными отходами

16.4.1 Проектные основы

16.4.2 Описание систем

16.5 Радиационный контроль и система отбора проб

16.5.1 Проектные основы

16.5.2 Описание систем

17 Защита от радиации

17.1 Обеспечение минимально достижимого уровня профессионального облучения (принцип ALARA)

17.1.1 Концепция радиационной безопасности

17.1.2. Проектные основы

17.1.3 Организация эксплуатации

17.2 Источники радиации

17.2.1 Оборудование, содержащее радиоактивные вещества

17.2.2 Источники газообразных радиоактивных веществ

17.3 Учет особенностей проектирования радиационной защиты

17.3.1 План размещения и компоновка зданий, сооружений и оборудования

17.3.2 Конструктивные особенности систем и элементов оборудования

17.3.3 Биологическая защита

17.3.4 Системы вентиляции, фильтрации и кондиционирования

17.3.5 Система радиационного дозиметрического контроля

17.4 Оценка дозовых затрат при эксплуатации и авариях

17.5 Программа обеспечения радиационной безопасности

17.5.1 Организация

17.5.2 Программы радиационного контроля

17.5.3 Медицинское обслуживание и защита здоровья персонала

18 Системы безопасности

18.1 Защитные системы безопасности

18.1.1 Описание систем

18.1.2 Системы аварийного охлаждения активной зоны, аварийного впрыска бора, аварийной подачи питательной воды в парогенератор, системы защиты первого и второго контуров от превышения давления

18.2 Локализующие системы безопасности

18.2.1 Общее описание и проектные основы

18.2.2 Система герметичного ограждения

18.2.3 Системы снижения давления, отвода тепла, удаления водорода и газоаэрозольной очистки

18.2.4 Испытания локализующих систем безопасности и их элементов

18.2.5 Содержание и техническое обслуживание локализующих систем безопасности в процессе эксплуатации

18.3 Обеспечивающие системы безопасности

18.3.1 Проектные основы

18.3.2 Проект системы

18.3.3 Управление и контроль работы системы

18.3.4 Испытания и проверки

18.3.5 Анализ проекта

18.3.6 Дополнительная информация

19 Эксплуатация атомной электростанции

19.1 Организационная структура эксплуатирующей организации

19.1.1 Структура управления и технического обеспечения

19.1.2 Оперативное управление атомной электростанцией

19.1.3 Квалификация персонала

19.2 Подготовка персонала

19.2.1 Организация подготовки персонала

19.2.2 Координация (соотношение этапов) подготовки персонала с этапами пусконаладочных работ и загрузкой ядерного топлива. График комплектования штата

19.2.3 Поддержание уровня квалификации персонала

19.3 Инструкции

19.3.1 Подготовка инструкций

19.3.2 Должностные инструкции

19.3.3 Инструкции по эксплуатации

19.3.4 Противоаварийные инструкции

19.3.5 Руководство по управлению авариями

19.4 Техническое обслуживание и ремонт

19.4.1 Годовые планы технического обслуживания и ремонта оборудования

19.4.2 Условия проведения технического обслуживания

19.5 Организация контроля и представление информации об эксплуатационном уровне безопасности атомной электростанции

19.5.1 Контроль представителями эксплуатирующей организации

19.5.2 Подготовка и представление периодической информации о текущем уровне безопасности

19.6 Обеспечение физической защиты (охраны) атомной электростанции

19.6.1 Состав физической защиты и требования к ней

19.6.2 Схемы и структурное построение системы физической защиты

19.7 Аварийное планирование

19.7.1 Защита персонала

19.7.2 Защита населения и окружающей среды

19.7.3 Пункты управления противоаварийными действиями на атомной электростанции и в городе (поселке) атомной электростанции

19.7.4 Ликвидация последствий аварий

19.7.5 Противоаварийные тренировки

20 Ввод в эксплуатацию атомной электростанции

20.1 Требования к информации в предварительном отчете по обоснованию безопасности

20.1.1 Объем работ, их организация и персонал

20.1.2 Этапы работ

20.1.3 Программы испытаний

20.1.4 График проведения работ и испытаний

20.1.5 Дополнительные требования по вводу энергоблока атомной электростанции в эксплуатацию

20.2 Требования к информации в окончательном отчете по обоснованию безопасности атомной электростанции

20.2.1 Организация и персонал

20.2.2 Этапы работ

20.2.3 Программы испытаний

20.2.4 График проведения работ и испытаний

20.2.5 Дополнительные требования по вводу энергоблока атомной электростанции в эксплуатацию

21 Анализ аварий на атомной электростанции

21.1 Перечень проектных аварий

21.1.1 Классификация исходных событий

21.1.2 Причины и идентификация исходных событий

21.1.3 Анализ возможных путей развития ситуаций, связанных с исходным событием

21.1.4 Перечень проектных аварий

21.2 Перечень запроектных аварий

21.2.1 Сценарии запроектных аварий, приводящих к повышенным выбросам

радионуклидов в окружающую среду. Уязвимые места атомной электростанции

21.2.2 Характерные группы сценариев запроектных аварий

21.2.3 Представительные сценарии запроектных аварий

21.2.4 Перечень запроектных аварий

21.3 Методики анализа

21.3.1 Перечень использованных методик

21.3.2 Описание математических моделей

21.3.3 Допущения и погрешности расчетных методик

21.3.4 Область применения расчетных методик

21.3.5 Сведения о верификации расчетных программ

21.4 Исходные данные для расчетов

21.4.1 Геометрические исходные данные

21.4.2 Физические исходные данные

21.4.3 Технологические исходные данные

21.4.4 Топологические исходные данные

21.4.5 Начальные условия

21.5 Анализ проектных аварий

21.5.1 Описание последовательности событий и работы систем

21.5.2 Критерии оценки безопасности

21.5.3 Анализ результатов расчета

21.5.4 Заключение

21.6 Анализ запроектных аварий. Разработка мер по управлению запроектными авариями

21.6.1 Описание последовательности событий, работы (отказов) систем при запроектных авариях

21.6.2 Результаты расчетного анализа

21.6.3 Меры по управлению запроектными авариями

21.6.4 Оценка эффективности предлагаемых мер по управлению запроектными авариями

21.6.5 Заключение

22 Пределы и условия безопасной эксплуатации. Эксплуатационные пределы

22.1 Пределы безопасной эксплуатации

22.1.1 Перечень контролируемых параметров и их предельные значения безопасной эксплуатации

22.1.2 Уставки срабатывания систем безопасности

22.2 Эксплуатационные пределы

22.2.1 Предельные значения технологических параметров

22.2.2 Технологические защиты, блокировки и автоматические регуляторы с уставками их срабатывания

22.3 Условия безопасной эксплуатации

22.3.1 Уровни мощности и разрешенные режимы нормальной эксплуатации

22.3.2 Условия безопасной эксплуатации и состав работоспособных систем и оборудования, необходимых для пуска и работы в разрешенных режимах

22.3.3 Допустимые уровни мощности и допустимое время работы реактора на мощности при отклонении от условий безопасной эксплуатации

22.3.4 Условия по проведению технического обслуживания, испытаний и ремонтов систем, важных для безопасности

22.4 Административные условия и документирование сведений о контроле пределов и условий безопасной эксплуатации

23 Обеспечение качества

23.1 Общие положения

23.2 Требования к информации о направлениях деятельности по обеспечению качества

23.2.1 Организация

23.2.2 Программы обеспечения качества

23.2.3 Контроль проектирования

23.2.4 Контроль поставочных документов

23.2.5 Инструкции, методики и чертежи

23.2.6 Контроль документов

23.2.7 Контроль поставляемых материалов, оборудования, приборов и услуг

23.2.8 Идентификация и контроль материалов, оборудования и комплектующих изделий

23.2.9 Контроль технологических процессов

23.2.10 Контроль с помощью проведения инспекций

23.2.11 Контроль испытаний

23.2.12 Проверка контрольно-измерительного и испытательного оборудования и приборов

23.2.13 Обеспечение качества расчетных работ, программных средств и расчетных методик

23.2.14 Обращение с оборудованием, его хранение и транспортирование

23.2.15 Обеспечение надежности

23.2.16 Проверка, испытания и эксплуатационное состояние оборудования

23.2.17 Контроль несоответствий

23.2.18 Корректирующие меры

23.2.19 Документация (записи) по обеспечению качества

23.2.20 Проверки (аудит)

24 Снятие с эксплуатации атомной электростанции

24.1 Концепция снятия с эксплуатации

24.2 Источники излучений

24.3 Радиационный контроль

24.4 Материалы неограниченного (повторного) использования

24.5 Мероприятия, системы и оборудование для снятия с эксплуатации

Приложение А (обязательное) Типовая структура описания систем в отчете по обоснованию безопасности атомной электростанции

Приложение Б (рекомендуемое) Форма документирования основной информации по условиям размещения атомной электростанции

Приложение В (рекомендуемое) Логическая схема анализа безопасности объекта при внешних воздействиях

Приложение Г (обязательное) Требования к содержанию программ радиационного контроля

Приложение Д (рекомендуемое) Перечень исходных событий

Приложение Е (рекомендуемое) Перечень параметров и начальных условий для расчета запроектных аварий в контурах реакторной установки

Приложение Ж (рекомендуемое) Перечень начальных условий для расчета запроектных аварий

Приложение К (рекомендуемое) Перечень условий и параметров при анализе радиоактивного выброса

Приложение Л (рекомендуемое) Перечень условий и параметров при анализе аварий по конкретным типам аварий

1 Область применения

Настоящий технический кодекс установившейся практики (далее - технический кодекс) устанавливает правила составления и требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции с реактором типа ВВЭР (далее - ООБ АЭС).

Требования настоящего технического кодекса обязательны для организаций, предприятий и учреждений, осуществляющих деятельность, связанную с проектированием, сооружением, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией и выводом из эксплуатации блоков атомной электростанции на всей территории Республики Беларусь.

2 Нормативные ссылки

В настоящем техническом кодексе использованы ссылки на следующие технические нормативные правовые акты в области технического нормирования и стандартизации (далее - ТНПА):

ТКП 097-2007 (02300) Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обоснованию безопасности

ТКП 098-2007 (02250/02300) Размещение атомных станций. Основные требования по составу и объему изысканий и исследований при выборе пункта и площадки АС

ТКП 099-2007 (02120/02300) Размещение атомных станций. Руководство по разработке и содержанию обоснования экологической безопасности атомных станций

ТКП 101-2007 (02230/02250/02300) Размещение атомных станций. Порядок разработки общей программы обеспечения качества для атомной станции

ТКП 170-2009 (02300) Общие положения обеспечения безопасности атомных станций

ТКП 171-2009 (02300) Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций

ТКП 112-2007 (02300) Инженерно-технические мероприятия гражданской обороны

ТКП 254-2010 (02300) Пожарная безопасность атомных станций. Общие требования

ТКП 263-2010 (02300) Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на объекты использования атомной энергии

ТКП ххх-20хх (02300) Требования к программе обеспечения качества для атомных электростанций

ПиНАЭ-5.6 Нормы строительного проектирования атомных станций с реакторами различного типа

НП-031-01 Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций

НП-068-05 Трубопроводная арматура для атомных станций. Общие технические требования

ПНАЭ Г-7-008-89 Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок

ПНАЭ Г-7-009-89 Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения. Госатомэнергонадзор СССР

ПНАЭ Г-7-010-89 Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. Госатомэнергонадзор СССР

ПНАЭ Г-7-013-89 Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность

ПНАЭ Г-10-007-89 Нормы проектирования железобетонных конструкций локализующих систем безопасности атомных станций

ПНАЭ Г-10-012-89 Нормы расчета на прочность стальных защитных оболочек

ПРБ АС-89 Правила радиационной безопасности при эксплуатации АС

ВСН АС-90 Правила приемки в эксплуатацию законченных строительством энергоблоков АЭС

НРБ-2000 Нормы радиационной безопасности

ОСП-2002 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности

СП АЭС-2010 Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации атомных электростанций

СТБ 1951-2009 Кабели и провода электрические. Показатели пожарной опасности и методы испытаний

Примечания

1 При пользовании целесообразно проверить действие ТНПА по каталогу, составленному по состоянию на 1 января текущего года, и по соответствующим информационным указателям, опубликованным в текущем году.

2 Если ссылочные ТНПА заменены (изменены), то при пользовании настоящим техническим кодексом следует руководствоваться замененными (измененными) ТНПА. Если ссылочные ТНПА отменены без замены, то положение, в котором дана ссылка на них, применяется в части, не затрагивающей эту ссылку.

3 Термины и определения

В настоящем техническом кодексе применяют следующие термины с соответствующими определениями:

3.1 авария: Нарушение нормальной эксплуатации атомной электростанции, при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом АЭС для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

3.2 атомная электростанция: Ядерная установка для производства электрической и тепловой энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых для его функционирования систем, устройств, оборудования и сооружений.

3.3 ввод в эксплуатацию атомной электростанции: Процесс, во время которого системы и компоненты построенной атомной электростанции приводятся в работоспособное состояние и оценивается их соответствие проекту атомной электростанции.

3.4 вероятностный анализ безопасности АЭС (ВАБ АЭС): Системный анализ безопасности блока АЭС, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели и определяются значения вероятностных показателей безопасности, и результаты которого используются для качественных и количественных оценок уровня безопасности блока АЭС и выработки решений при проектировании и эксплуатации блока АЭС.

3.5 внутренняя самозащищенность: Свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов.

3.6 главная схема электрических соединений: Схема электрических соединений, обеспечивающая выдачу полной мощности работающего энергоблока АЭС в энергосистему и электроснабжение собственных нужд данного энергоблока.

3.7 глубокоэшелонированная защита: Защита, основанная на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую природную среду и многоуровневой системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности и по защите населения.

3.8 "горячее" состояние энергоблока: Состояние энергоблока, при котором температура металла корпуса турбины в зоне паровпуска - не ниже 180 °C.

3.9 граница пожарной зоны: Граница, за которой не может быть возгорания, или за которой пожарная зона будет отнесена к другой категории пожарной опасности.

3.10 запроектная авария: Авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

3.11 исходное событие: Единичный отказ в системах (элементах) ядерной установки, внешнее воздействие или ошибка работников (персонала), которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и (или) условий безопасной эксплуатации. Включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.

3.12 нормальная эксплуатация: Эксплуатация атомной электростанции в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

3.13 определяющее наложение: Совокупность событий, которое может привести к ухудшению пожарной безопасности сооружений.

3.14 отчет по обоснованию безопасности АЭС: Документ, обосновывающий обеспечение безопасности АЭС на всех этапах ее жизненного цикла.

3.15 пассивная часть системы аварийного охлаждения: Часть системы аварийного охлаждения, работающей без вмешательства оператора при полном обесточивании электроснабжения.

3.16 плотность контура: Состояние контура (контура охлаждения), исключающее выход рабочего тела из контура или попадания в контур.

3.17 подкритичность реактора: Состояние активной зоны реактора, характеризующееся значением эффективного коэффициента размножения нейтронов меньше единицы.

3.18 пожарная зона: Помещение (участок помещения), группа помещений, участок промышленной площадки АЭС, в пределах которых постоянно или периодически, в том числе при нарушении технологического процесса, находятся (обращаются) горючие вещества и материалы и которые отделены от других помещений (участков, помещений), групп помещений, участков промышленной площадки безопасными (предельными) расстояниями или противопожарными преградами.

3.19 принцип ALARA: Принцип, предусматривающий поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных действующими нормами), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов. Закон Республики Беларусь "О радиационной безопасности населения" статья 3 абзац 4 - принцип оптимизации.

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

3.21 проектная авария: 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 работников (персонала) ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

3.22. проектные основы: Совокупность исходных данных о требуемых параметрах и технических характеристиках ОИАЭ, его систем, элементов, зданий, сооружений, включая данные об условиях их эксплуатации, параметрах технологических режимов, и постулируемых внешних событиях, необходимых для проектирования ОИАЭ, изготовления его оборудования, систем и устройств, их монтажа и наладки, строительства ОИАЭ, обеспечения его нормального функционирования на протяжении установленного срока эксплуатации, а также вывода из эксплуатации.

3.23 прочность контура: Состояние контура, выдерживающее проектные и запроектные нагрузки.

3.24 расхолаживание реакторной установки: Автоматическое или штатное включение специальных систем с принудительной циркуляцией теплоносителя через теплообменники, отводящие тепловую энергию реакторного контура за пределы защитной оболочки.

3.25 реакторная установка: Комплекс систем и элементов атомной электростанции, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами атомной электростанции. Границы реакторной установки устанавливаются для каждой атомной электростанции в проекте.

3.26 система управления и защиты: Совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции деления. Система управления и защиты - система, важная для безопасности, совмещающая функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящая из элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.

3.27 тепловыделяющая сборка: Машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции.

3.28 тепловыделяющий элемент: Отдельная сборочная единица, содержащая ядерные материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для накопления нуклидов.

3.29 физический пуск: Этап ввода блока атомной электростанции в эксплуатацию, включающий загрузку реактора ядерным топливом, достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых физических измерений на уровне мощности, при котором теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассеяния).

3.30 "холодное" состояние энергоблока: Состояние энергоблока, при котором температура металла корпуса турбины в зоне паровпуска не превышает 80 °C.

3.31 экспериментальная петля: Самостоятельный циркуляционный контур реакторной установки, содержащий один или несколько каналов, предназначенный для экспериментальных исследований и испытаний новых типов твэлов и других элементов.

3.32 эксплуатирующая организация атомной электростанции: Организация, осуществляющая собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по размещению, сооружению, вводу в эксплуатацию, эксплуатации, ограничению эксплуатационных характеристик, продлению срока эксплуатации и выводу из эксплуатации ядерной установки и (или) пункта хранения, а также деятельность по обращению с ядерными материалами, отработавшими ядерными материалами и (или) эксплуатационными радиоактивными отходами.

3.33 энергетический пуск: Этап ввода блока атомной электростанции в эксплуатацию от завершения физического пуска до начала выработки электроэнергии.

4 Обозначения и сокращения

В настоящем техническом кодексе применяются следующие обозначения и сокращения:

ALARA - as low as reasonably achievable (разумно допустимый низкий уровень);

АВР - автоматический ввод резерва;

АЗ - аварийная защита;

АЭС - атомная электростанция;

АСКРО - автоматизированная система контроля радиационной обстановки;

АСНИ - автоматизированная система научных исследований (программы, используемые для инженерных расчетов, проектных и исследовательских работ);

АСУ ТП - автоматизированная система управления технологическими процессами;

БВ - бассейн выдержки;

БРУ - быстродействующая редукционная установка сброса пара;

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу;

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка сброса пара в конденсатор турбины;

БПУ - блочный пункт управления;

БЩУ - блочный щит управления;

ВАБ - вероятностный анализ безопасности;

ВВ - взрывчатые вещества;

ВКУ - внутрикорпусные устройства;

ВРК - внутриреакторный контроль;

ВТУК - внутристанционный транспортный упаковочный контейнер;

ВУВ - воздушные ударные волны;

ВХР - водно-химический режим атомной электростанции;

ГЦК - главный циркуляционный контур;

ГЦН - главный циркуляционный насос;

ЗБМ - зона баланса материала;

ЗЛА - зона локализации аварии;

ИИИ - источник ионизирующего излучения;

ИМ - исполнительный механизм;

КД - компенсатор давления;

КИП - контрольно-измерительные приборы;

КИП и А - контрольно-измерительные приборы и аппаратура;

ЛСБ - локализующие системы безопасности;

МКУ - минимально-контролируемый уровень;

МРЗ - максимальное расчетное землетрясение;

МЧС - Министерство по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь;

НДС - напряженно деформированное состояние;

НПА - нормативные правовые акты;

НУЭ - нормальные условия эксплуатации;

ОВОС - оценка воздействия на окружающую среду;

ОГП - опасные геологические процессы;

ООБ АЭС - отчет по обоснованию безопасности атомной электростанции;

ОСБ - обеспечивающие системы безопасности;

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо;

ПАЗ - предупредительная аварийная защита;

ПВ - природные воздействия;

ПГ - парогенератор;

ПЗ - проектное землетрясение;

ПК - предохранительный клапан;

ПНР - пусконаладочные работы;

ПОК - программа обеспечения качества;

ПОКАС - программы обеспечения качества атомной станции;

ПОН - программа обеспечения надежности;

ПООБ - предварительный отчет по обоснованию безопасности;

ППР - планово-предупредительный ремонт;

ПРУ - противорадиационное укрытие;

ПС - программные средства;

ПСУ - пассивное спринклерное устройство;

ПЭЛ - поглощающий элемент;

РАО - радиоактивные отходы;

РВ - радиоактивные вещества;

РДЭС - резервная дизель-генераторная электростанция;

РО - регулирующий орган;

РПУ - резервный пункт управления;

РУ - реакторная установка;

РЩУ - резервный щит управления;

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны;

САПР - система автоматизированного проектирования;

САЭ - система аварийного электроснабжения;

СБ - системы безопасности;

СВБ - системы, важные для безопасности;

СГО - система герметичного ограждения;

СЗЗ - санитарно-защитная зона;

СКУ Б - система контроля и управления блоком;

СПОТ - система пассивного отвода тепла;

СУЗ - система управления и защиты;

СФЗ - система физической защиты;

ТВ - техногенные воздействия;

ТВС - тепловыделяющая сборка;

твэл - тепловыделяющий элемент;

ТКЗ - ток короткого замыкания;

ТНПА - технические нормативные правовые акты;

ТПН - турбопитательный насос;

ТУ - технические условия;

ТУК - транспортный упаковочный контейнер;

ТУС - турбинная установка;

УСБ - управляющие системы безопасности;

ХОЯТ - хранилище отработавшего ядерного топлива;

ХСТ - хранилище свежего топлива;

ЭО - эксплуатирующая организация;

ЯМ - ядерные материалы;

ЯРОО - ядерно- и радиационно опасные объекты;

ЯТ - ядерное топливо;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка.

5 Общие требования к отчету по обоснованию безопасности атомной электростанции

5.1 Назначение и область применения отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции

5.1.1 Разработка ООБ АЭС обеспечивается эксплуатирующей организацией с участием разработчиков проекта АЭС. ООБ АЭС представляется соискателем лицензии (лицензиатом) (далее - Заявитель) в МЧС при подаче заявления о выдаче специального разрешения (лицензии) в области использования атомной энергии и ИИИ в части деятельности в области использования атомной энергии (далее - лицензия) (внесении изменений и (или) дополнений в лицензию) в составе документов, обосновывающих ядерную и радиационную безопасность, при осуществлении деятельности в области использования атомной энергии (далее - документы, обосновывающие безопасность).

Информация, представляемая в ООБ АЭС, должна базироваться на расчетах, материалах проекта АЭС, технической документации РУ и систем, важных для безопасности.

5.1.2 В ООБ АЭС должна быть представлена достаточно полная информация для адекватного понимания проекта АЭС, концепции безопасности, на которой этот проект базируется, программы обеспечения качества и основных принципов эксплуатации, предлагаемых Заявителем.

На основании информации, содержащейся в ООБ АЭС, МЧС должен иметь возможность оценивать достаточность обоснований размещения, сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и снятия с эксплуатации АЭС на конкретной площадке для того, чтобы избежать превышения установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию РВ в окружающей природной среде при нормальной эксплуатации и при проектных авариях, а также возможность ограничения этого воздействия при запроектных авариях.

5.1.3 Для каждого блока многоблочных АЭС должен разрабатываться самостоятельный ООБ АЭС.

5.2 Порядок подготовки отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции

5.2.1 Работа по подготовке, формированию и поддержке ООБ АЭС должна выполняться на всех этапах жизненного цикла АЭС.

ООБ АЭС должен соответствовать состоянию АЭС как по проектной документации, так и по ее реальному воплощению.

5.2.2 Этап создания ПООБ АЭС необходим для формирования и корректировки ООБ АЭС на всех этапах жизненного цикла АЭС.

В свою очередь, допускается корректировка ООБ АЭС. Периодичность корректировки ООБ АЭС, а также полнота представляемых при корректировках материалов определяется требованиями, предъявляемыми к сооружению, загрузке топлива и физическому пуску, энергетическому пуску и эксплуатации блока АЭС и т.д.

5.2.3 В составе документов, обосновывающих безопасность в части сооружения АЭС, представляется ПООБ АЭС. Информация, представляемая в ПООБ АЭС, должна базироваться на материалах проекта АЭС, технических проектов РУ и СВБ.

Информация, представляемая в ООБ АЭС, подаваемом в составе документов, обосновывающих безопасность в части эксплуатации АЭС, должна соответствовать фактическому состоянию АЭС по результатам сооружения, изготовления, монтажа, предпусковых наладочных работ и проверок, физического и энергетического пусков.

5.2.4 К моменту первой загрузки топлива в реактор должен быть готов ООБ АЭС, отражающий требуемую для ООБ АЭС информацию о состоянии АЭС на начало первой загрузки топлива.

5.2.5 Все изменения начального проекта, внесенные при модернизациях после первого представления ООБ АЭС, должны быть отражены в отчете и оценены с точки зрения их влияния на безопасность АЭС.

5.3 Требования к содержанию, форме отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции и его поддержанию

5.3.1 Содержание ООБ АЭС должно быть, насколько это практически возможно, таким, чтобы государственному органу по регулированию безопасности при использовании атомной энергии для оценки безопасности не требовалось дополнительно рассматривать проектные или эксплуатационные материалы. Вместе с ООБ АЭС должна представляться вся проектная или другая документация (научные отчеты), на которую в ООБ АЭС имеется ссылка.

Во введении ООБ АЭС приводятся сведения об АЭС и ее проекте, данные о разработчиках проекта АЭС и ООБ АЭС, о стадии разработки проекта в целом, а также общая характеристика ООБ АЭС.

5.3.2 Структура и содержание ООБ АЭС должны соответствовать требованиям настоящего технического кодекса.

5.3.3 В случае, если на стадии разработки ООБ АЭС степень готовности материалов не соответствует приведенным в настоящем техническом кодексе требованиям, то информация, представляемая в ООБ АЭС, должна отражать фактическое состояние уровня разработки и обоснования безопасности. Дополнительно должны представляться:

- критерии, принятые при разработке, а также перечень данных и предпосылок, обосновывающих их достижение;

- предлагаемые конструктивные решения и альтернативные варианты;

- график завершения работ со сроками представления необходимой информации.

5.3.4 Информацию следует излагать ясно и четко, избегая двусмысленности и многословности. Сведения о выполнении требований не должны носить декларативный характер. Необходимо представлять документально подтвержденные обоснования их выполнения.

Следует избегать дублирования информации. Если одна и та же информация требуется в различных разделах ООБ АЭС, относящихся к различным частям АЭС, то она должна помещаться в основном разделе и на нее следует делать ссылки в других разделах.

5.3.5 Информация о выполненных расчетах, расчетных анализах должна подтверждать достаточность и полноту объема выполненных расчетов, учет всех факторов, влияющих на результат, а также содержать данные, достаточные для выполнения при необходимости экспертного расчета (схемы, принятые допущения, исходные данные, результаты, их интерпретацию, выводы).

Все программные средства, приведенные в ООБ АЭС, должны быть кратко описаны в объеме, достаточном для их понимания и оценки их приемлемости, указаны их наименования и сведения об аттестации.

5.3.6 Информация, представляемая в ООБ АЭС, должна отражать фактическое состояние уровня разработки и обоснования безопасности.

При представлении ООБ АЭС в составе документов, обеспечивающих безопасность, объем и степень обоснованности информации принимается в соответствии с настоящим техническим кодексом, исходя из условия достаточности предъявляемых на данной стадии обоснований.

Информация о выполненных расчетах, расчетных анализах должна подтверждать достаточность и полноту объема выполненных расчетов, учет всех факторов, влияющих на результат.

5.3.7 Структура описания систем в ООБ АЭС приведена в приложении А.

5.3.8 В каждом разделе ООБ АЭС, представляющем самостоятельную часть АЭС, должны содержаться:

- сведения об этапе разработки, соответствующем реальному состоянию АЭС на момент представления ООБ АЭС;

- сведения о проектных и эксплуатационных материалах, на основании которых разработана текущая редакция ООБ АЭС;

- списки литературы, приведенной в тексте ООБ АЭС и дополняющей изложенную в нем информацию;

- требования к оформлению ООБ АЭС и его поддержанию.

5.3.9 ООБ АЭС комплектуется Заявителем в папках-скоросшивателях по отдельным разделам и подразделам. В начале каждого раздела следует помещать полное оглавление всего ООБ АЭС, раздел "Введение" и список сокращений. На папке указываются наименование АЭС, полное наименование ООБ АЭС и соответствующего раздела.

5.3.10. ООБ АЭС желательно выполнять с применением печатающих и графических устройств вывода ЭВМ на одной или двух сторонах листа бумаги формата А4 по ГОСТ 9327 через полтора интервала, высота букв и цифр должна быть не менее 1,8 мм. В тексте отчета следует делать поля: левое, правое, верхнее, нижнее - соответственно 30, 10,15, 20 мм.

5.3.11. Качество текстовой информации должно позволять читать ее без напряжения зрения. В ООБ АЭС должны быть четкие, нерасплывающиеся линии, буквы, цифры, знаки. Все линии, буквы, цифры и знаки должны быть одинаково четкими по яркости краски. Необходимо соблюдать равномерную плотность и контрастность по всему ООБ АЭС. Графический материал, помещаемый в ООБ АЭС, должен быть выполнен в удобном для прочтения масштабе. Обозначения на графическом материале должны соответствовать описанию элементов, систем, сооружений, приведенных в разделе, и исключать разночтения.

5.3.12 Нумерация страниц ведется по разделам или подразделам, представляющим самостоятельные части. При этом номер страницы должен состоять из номера раздела/подраздела и собственно номера страницы и изображаться на верхнем поле страницы в формате "nn.n" для раздела и "nn.n-n" для подраздела.

5.3.13 Изменения в тексте ООБ АЭС следует выполнять путем замены страниц. Внесение изменений путем исправлений в тексте не допускается. При замене отдельных страниц на каждой из них в правом верхнем углу на полях необходимо указывать порядковый номер редакции и дату выполнения замены (месяц, год). Если при изменении отдельных страниц возникает необходимость изменения нумерации последующих страниц раздела, следует заменять весь раздел полностью. При этом запись о порядковом номере редакции и дате замены следует помещать на первой странице текста раздела. В конце каждого раздела помещается лист регистрации изменений.

5.3.14 Корректировку ООБ АЭС следует производить (при необходимости) к моменту представления обосновывающих материалов для выдачи (внесения изменений и (или) дополнений) лицензии (далее - выдача лицензии).

Корректировку ООБ АЭС производят выпуском тематических отчетов по отдельным разделам.

6 Требования к содержанию введения ООБ АЭС

Во "Введении" приводятся общие сведения об АЭС и ее проекте, данные о разработчиках проекта станции и ООБ АЭС, о стадии разработки проекта в целом, а также общая характеристика ООБ АЭС. Во введении должны быть представлены следующие сведения:

- основание для разработки проекта, т.е. краткая информация об официальных решениях органов государственного управления, на основании которых предполагается сооружение АЭС;

- общая характеристика АЭС, в том числе планируемая мощность, количество энергоблоков, режимы использования, тип реактора и т.п.;

- стадия разработки ООБ АЭС, информация о фактическом, на момент создания ООБ АЭС, этапе разработки проектной и эксплуатационной документации;

- сведения о разработчиках ООБ АЭС, т.е. сведения о Заявителе, представляющем ООБ АЭС в орган государственного регулирования, и о разработчиках отдельных самостоятельных разделов ООБ АЭС, в том числе и информация о наличии у них опыта работы в рассматриваемой области и т.п.;

- характеристика ООБ АЭС, т.е. должна быть охарактеризована полнота представленной информации и соответствие ее требованиям настоящего технического кодекса.

Если разработка проекта находится на одном из начальных этапов и вследствие этого представляемая информация не отвечает в полной мере требованиям настоящего технического кодекса, то это должно отмечаться в данном подразделе ООБ АЭС. При этом дополнительно должен представляться график завершения работ со сроками представления необходимой информации.

7 Общее описание атомной электростанции

В данном разделе должна быть представлена информация об АЭС, кратко отражающая содержание всех остальных разделов ООБ АЭС.

Особенность информации, представленной в данном разделе, состоит в том, что должна быть обеспечена возможность ее самостоятельного использования независимо от остальных разделов ООБ АЭС, в том числе для ознакомления органов государственного управления, общественных организаций и населения с концепцией и основными техническими решениями по обеспечению безопасности АЭС. Поэтому стиль представления информации в этом разделе должен быть простым и доступным. Это не должна быть механически сокращенная информация остальных разделов, а самостоятельное, упрощенное изложение с широким использованием таблиц, схем и чертежей.

7.1 Условия сооружения атомной электростанции

В данном разделе ООБ АЭС должны быть приведены краткие сведения о площадке и районе размещения АЭС, включающие:

- климатические условия;

- характеристики атмосферы;

- температуры окружающего воздуха: среднемесячные за несколько лет, экстремальные за год, наибольшие из среднемесячных, среднедекадных и разовых;

- температуры конечного поглотителя тепла: среднемесячные за несколько лет, наибольшая за год, наибольшие из среднемесячных, среднедекадных, наибольшая из средних;

- геолого-гидрогеологические и сейсмотектонические характеристики;

- сейсмичность района и площадки размещения АЭС для уровней МРЗ и ПЗ, границы целикового блока, на котором будут отсутствовать сейсмодеформации, в том числе при МРЗ;

- характеристики грунтов до глубины не менее 100 м с указанием распределения сжимаемых (глинистых, песчаных) и несжимаемых (скальных, полускальных) грунтов;

- глубина залегания первого от поверхности водоносного горизонта и связь его с поверхностными водами;

- данные о плотности населения, проживающего в зоне радиусом 25 км вокруг АЭС, включая привлекаемый и эксплуатационный персонал АЭС;

- данные о местной и региональной системах расселения;

- данные о санитарно-защитной зоне и количестве населенных пунктов, подлежащих переносу до ввода АЭС в эксплуатацию;

- характеристики экстремальных природных воздействий (ураганы, пыльные бури, обледенение, затопление и т.п.);

- опасности от расположенных вблизи АЭС промышленных, транспортных и военных объектов;

- характеристику водных объектов;

- описание состояния популяций диких животных и пути их миграции.

7.2 План размещения атомной электростанции

В данном разделе ООБ АЭС необходимо:

- привести краткое описание района расположения площадки, включающее краткую характеристику и расположение предприятий, водоводов, насосных станций, водохранилищ, оросительных каналов, плотин гидроэлектростанций, аэродромов, автомагистралей и железных дорог с привязкой их к СЗЗ и зоне наблюдения;

- привести краткое описание водозаборов, водотоков, магистральных газопроводов, продуктопроводов, газораспределительных станций и использования воздушного пространства в радиусе 30 км от АЭС;

- дать характеристики рельефа площадки и уклонов в сторону водоемов, привести краткие сведения об использовании земель;

- показать направления высоковольтных линий электропередачи АЭС, подъездные железнодорожные и автомобильные магистрали и предполагаемое расположение жилого массива;

- указать пожаро- и взрывоопасные объекты и предприятия с выбросами и сбросами загрязняющих веществ в окружающую среду. Должен представляться план размещения в масштабе 1:25000.

7.3 Описание принципиальной схемы атомной электростанции

В данном разделе ООБ АЭС необходимо представить принципиальную схему АЭС, на которой должны быть показаны:

- первый контур;

- реактор;

- главный циркуляционный насос;

- парогенератор;

- компенсатор давления;

- система очистки теплоносителя;

- системы безопасности;

- бассейн перегрузки и его охлаждение;

- система продувки - подпитки;

- паропроводы;

- паротурбинная установка;

- питательный тракт;

- система расхолаживания и отвода остаточного тепла;

- система технического водоснабжения для систем нормальной эксплуатации и СБ;

- энергообеспечение собственных нужд АЭС от внешних и внутренних источников.

Схема должна сопровождаться кратким описанием взаимодействия систем и элементов. На схеме условно показываются границы локализующих систем. К принципиальной схеме должен прилагаться перечень систем и элементов, важных для безопасности, с их основными характеристиками, классификацией по безопасности, сейсмостойкости, пожаробезопасности.

7.4 Основные технические характеристики атомной электростанции

В данном разделе ООБ АЭС должны быть представлены основные технические характеристики АЭС, в том числе:

- количество блоков;

- срок службы реакторной, паротурбинной установок;

- электрическая и тепловая мощность АЭС;

- теплофикационная мощность;

- коэффициент использования установленной мощности;

- расход электроэнергии на собственные нужды;

- загрузка топлива;

- основные параметры теплоносителя первого и второго контуров;

- другие параметры, необходимые для понимания основных характеристик АЭС.

7.5 Характеристики энергосистемы

В данном разделе ООБ АЭС должна быть приведена схема энергосистемы, в которой будет работать АЭС, а также следующие данные об энергосистеме:

- напряжение в сетях энергосистемы;

- состояние энергосистемы ко времени пуска АЭС с указанием типа и мощности электрических станций в энергосистеме;

- общие уровни электропотребления и максимумов нагрузки энергосистемы (суточные, недельные, по временам года и по годам), резерв мощности по отношению к максимумам нагрузки;

- режимы работы автоматики и защиты энергосистемы, воздействующие на режим работы АЭС;

- режимы работы АЭС, связанные с нарушениями работы энергосистемы, приводящими к сбросу нагрузок вплоть до собственных нужд.

Должно определяться количество циклов предполагаемых нарушений с учетом ПЗ, МРЗ, сильных ветров, ураганов и т.п. В случае предполагаемых нарушений должно определяться время восстановления электроснабжения собственных нужд АЭС от внешнего источника.

7.6 Режимы эксплуатации атомной электростанции

В данном разделе ООБ АЭС должны быть приведены сведения об основных характерных режимах работы АЭС, включая режимы работы АЭС при внешних воздействиях повторяемостью один раз в 100 лет, а также при воздействии на АЭС МРЗ, ударной волны, падения самолета в соответствии с ТКП 263.

Должны выделяться базовые и маневренные режимы работы, определяться перечни и количество режимов нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации, включая аварийные ситуации и проектные аварии.

7.7 Концепция обеспечения безопасности атомной электростанции

7.7.1 Основные принципы и критерии обеспечения безопасности атомной электростанции

В данном подразделе ООБ должны приводиться:

- перечень действующих ТНПА по безопасности, на соответствие которым выполнен анализ безопасности АЭС;

- информация об использовании в проекте принципа внутренней самозащищенности, за счет чего он реализуется;

- описание обеспечения безопасности АЭС за счет последовательной реализации принципа глубоко эшелонированной защиты, основанного на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и РВ в окружающую природную среду и многоуровневой системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности и по защите населения;

- информация, за счет каких решений, заложенных в проекте АЭС, обеспечивается соответствующий уровень защиты, основные функции, выполняемые СБ;

- схема построения СБ и ее соответствие требованиям ТНПА в области использования атомной энергии. Информация должна сопровождаться принципиальной структурной схемой, характеризующей построение СБ в проекте АЭС;

- подтверждение выполнения основных принципов построения СБ, в частности: пассивности, единичного отказа, многоканальности, физического разделения, разнообразия;

- доказательства устойчивости СБ к отказам по общей причине (пожары, обесточивание, внешние природные и техногенные воздействия);

- доказательства устойчивости СБ к ошибочным действиям оператора;

- информация о принципиальных положениях, обеспечивающих выполнение СБ своих функций при воздействии на АЭС землетрясения, ударной волны, падения самолета и т.п.

- информация о запроектных авариях: перечень рассмотренных запроектных аварий, мероприятия, уменьшающие последствия запроектных аварий; меры по управлению тяжелыми авариями.

7.7.2 Обеспечение ядерной безопасности

В данном подразделе ООБ необходимо сформулировать цели ядерной безопасности и показать, с помощью каких систем обеспечено их достижение.

7.7.2.1 Удержание под контролем цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. Показать, в какой мере ядерная безопасность опирается на использование свойств внутренней самозащищенности реактора.

Представить данные о балансе реактивности для всех возможных эксплуатационных состояний, аварийных ситуаций и проектных аварий. Данные следует представлять в табличной форме. Дать анализ возможности появления положительных эффектов реактивности при авариях и оценку их возможных последствий.

Представить структуру предусмотренных технических средств воздействия на реактивность, функции отдельных систем и подсистем и их надежность. Показать, как обеспечено выполнение требований 5.2.12 ТКП 171.

Представить данные об эффективности, надежности и быстродействии АЗ реактора.

7.7.2.2 Обеспечение теплоотвода от активной зоны реактора.

Представить принципиальную схему и описание обеспечения охлаждения активной зоны реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварийные ситуации и проектные аварии.

Оценить степень пассивности принятых в проекте систем отвода тепла по сравнению с современным уровнем.

7.7.2.3 Описать мероприятия по предотвращению образования локальной критичности при перегрузке, транспортировании и хранении ЯТ. Представить краткую информацию о предотвращении локальной критичности при указанных видах работ.

7.7.3 Обеспечение радиационной безопасности

В данном подразделе ООБ должно быть определено, с помощью каких технических средств и организационных мероприятий обеспечивается защита персонала, населения и окружающей природной среды от недопустимого воздействия облучения. Должно быть доказано, что применение предлагаемых средств и проведение мероприятий оправдано практикой и не приводит к превышению установленного дозового предела, исключает всякое необоснованное облучение, а имеющееся радиационное воздействие удерживается на таком низком уровне, на каком оно разумно (принцип ALARA) с учетом экономических и социальных факторов. Необходимо показать, какова эффективность защитных систем и что она достаточна, чтобы обеспечивать незначительное увеличение риска здоровью или другого ущерба персоналу, населению и окружающей природной среде по сравнению с возможными альтернативными производствами.

7.7.4 Обеспечение пожарной безопасности

В данном подразделе ООБ необходимо представить сведения об учете следующих положений и критериев по обеспечению пожарной безопасности:

- наличие в проекте АЭС системного подхода к обеспечению пожарной безопасности и поэтапного планирования мероприятий пожарной безопасности объекта;

- классификация основных зданий АЭС по огнестойкости и по взрыво- и пожаробезопасности;

- обеспечение проектного уровня пожарной безопасности выполнением общих критериев безопасности во всех режимах эксплуатации энергоблока, а также при проектных и запроектных авариях;

- рассмотрение пожара как исходного события с оценкой вероятности возникновения пожара на различном оборудовании. Выполнение прогноза воздействия пожара на оборудование, важное для безопасности, и анализ цепочки возможных отказов как следствия пожара;

- выполнение вероятностного анализа возможности совпадения пожара с другими событиями, могущими иметь место независимо от исходного события "пожар", и анализ последствий таких совпадений с учетом обеспечения в этих случаях безопасности АЭС;

- экстремальные воздействия на средства обнаружения и тушения пожара, а также локализации пожара;

- рассмотрение пожара как следствия аварии или аварийных ситуаций. В этом случае анализ безопасности должен выполняться с учетом возникшего пожара и цепочки последовательных отказов, являющихся следствием пожара;

- оценка последствий пожара с учетом возможных отказов в работе установок пожаротушения;

- обоснование принципа построения активных систем пожаротушения, уровень их надежности, анализ способности этих систем выдерживать влияние единичных отказов оборудования;

- основные принципы пожарной защиты: многобарьерность, оптимальное соотношение пассивной и активной защиты, резервирование и дублирование каналов безопасности, их физическое разделение и др.;

- регламент работы блока в случае возникновения пожара в помещениях, где расположено оборудование, важное для безопасности, и в помещениях, возникновение пожара в которых приводит к необходимости останова РУ. Обоснование невозможности одновременной потери управления из-за пожара с БПУ и РПУ;

- данные о том, что в случае ложных срабатываний установок пожаротушения воздействие средств тушения на оборудование, важное для безопасности, не приведет к опасным последствиям с точки зрения обеспечения общей безопасности;

- определение расчетного количества одновременных пожаров на промплощадке;

- соблюдение принципа зонирования зданий (деление на пожарные зоны и отсеки) и подход к локализации пожара в объеме отдельного отсека;

- должно быть показано, что при возникновении пожаров на промплощадке (наружные пожары) они серьезно не повлияют на работу персонала, строительные конструкции расположенных вблизи пожара зданий и оборудование, важное для безопасности, работоспособность которого в этот период должна быть обеспечена.

7.7.5 Обеспечение защиты атомной электростанции от природных и техногенных воздействий

В данном подразделе ООБ должна приводиться следующая информация:

     -  для  ответственных сооружений, узлов и оборудования, систем, важных
для  безопасности,  должен  приводиться  перечень экстремальных воздействий

                   -2
повторяемостью   10    1/год  (ветры,   ураганы,    смерчи,   экстремальные
температуры,   наводнения,   обледенения   и   др.)  с  указанием  величины
воздействия,  также  величина  воздействия  от  падения  самолета,  летящих
предметов и ударной волны, а также меры защиты от этих воздействий;

- уровни землетрясений, перечень параметров, характеризующий соответствующий уровень, и их учет при расчете зданий и сооружений первой и второй категорий. Должна представляться информация о системах инженерной антисейсмической защиты;

Страницы: | Стр. 1 | Стр. 2 | Стр. 3 | Стр. 4 | Стр. 5 | Стр. 6 | Стр. 7 | Стр. 8 | Стр. 9 | Стр. 10 | Стр. 11 |

Архив документов Папярэдні | Наступны