ПОИСК ДОКУМЕНТОВ

Постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 30.12.2006 № 72 "Об утверждении нормативных правовых актов в области обеспечения ядерной безопасности"

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

< Главная страница

Стр. 3

Страницы: | Стр. 1 | Стр. 2 | Стр. 3 | Стр. 4 | Стр. 5 |

средств диагностического контроля технического состояния механизма в процессе работы. Необходимость установки и объем средств диагностического контроля определяются техническим заданием;

средств контроля выхода на упор органа воздействия на реактивность или соединительного устройства;

12.6. исключать:

самопроизвольное перемещение органов воздействия на реактивность в сторону увеличения положительной реактивности при неисправности и исчезновении электропитания механизмов, а также при внешних и внутренних воздействиях согласно требованиям технического задания;

самопроизвольное расцепление соединительного устройства с органом воздействия на реактивность при нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях;

или снижать термопульсацию его элементов до допустимого значения;

12.7. удовлетворять требованиям соответствующего государственного стандарта, действующего в Республики Беларусь;

12.8. иметь при необходимости устройство для удаления газа из внутренней полости механизмов;

12.9. обеспечивать при необходимости контроль температуры электрооборудования;

12.10. сохранять работоспособность при нарушении соосности, прямолинейности или угла наклона канала для перемещения органа воздействия на реактивность в пределах, указанных в технической документации, в зависимости от условий эксплуатации и типа ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки.

13. Конструкция резьбовых соединений, используемых для крепления сборочных единиц и деталей исполнительных механизмов, должна исключать их самоотвинчивание.

14. Конструкция исполнительных механизмов аварийной защиты должна обеспечивать:

перемещение органа воздействия на реактивность в активную зону так, чтобы начавшееся по аварийному сигналу защитное действие доводилось до конца;

срабатывание по аварийному сигналу из любого промежуточного положения органа воздействия на реактивность;

не допускать самопроизвольного перемещения органа воздействия на реактивность в активной зоне после срабатывания механизма по аварийному сигналу.

15. Неисправность конечных выключателей и выход подвижных элементов исполнительных механизмов на упор не должны приводить к поломке исполнительных механизмов.

16. Конструкция исполнительных механизмов может быть разработана как для выполнения отдельных функций (регулирования, компенсации и аварийной защиты), так и комбинированной для выполнения нескольких функций, если не нарушаются требования ядерной безопасности.

17. Конструкция исполнительных механизмов, работающих в среде первого контура, не должна нарушать герметичность первого контура при нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях.

18. Конструкция исполнительных механизмов должна быть разработана так, чтобы при нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях не происходило заклинивание или зависание подвижных частей механизма.

19. Конструкция исполнительных механизмов, имеющих предохранительные устройства в кинематической цепи, должна предусматривать по возможности сигнализацию их срабатывания.

Глава 5 ЭЛЕКТРООБОРУДОВАНИЕ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

20. Конструкция электромеханических ИМ должна:

20.1 предусматривать применение электродвигателей с запасом по крутящему моменту по сравнению с требуемым для перемещения не менее 1,2;

20.2. иметь датчик положения с контролем конечных и промежуточных положений и конечные выключатели, срабатывающие по возможности от органа воздействия на реактивность;

20.3. предусматривать наличие предохранительного устройства, исключающего повреждение электродвигателя при застревании органа воздействия на реактивность или несрабатывании конечных выключателей.

21. Датчик положения должен иметь надежную связь с органом воздействия на реактивность, исключающую потерю информации о его положении.

22. Сопротивление изоляции обмоток электрооборудования исполнительных механизмов относительно корпуса, измеренное мегомметром на 500 В должно быть:

при температуре окружающей среды 20 +/- 10 град. C и относительной влажности не более 75% не менее 20 МОм;

при рабочей температуре обмоток не менее 5 МОм для приборов, относящихся к государственной системе промышленных приборов и средств автоматизации, и не менее 0,5 МОм для электрооборудования, относящегося к электрическим аппаратам и машинам.

23. Электрическая прочность изоляции обмоток электрооборудования должна обеспечивать отсутствие пробоя или поверхностного перекрытия при испытании в соответствии с государственным стандартом. Значения параметров, необходимых для проведения испытаний, указываются в технических условиях.

24. Соединение электропроводов ИМ должно быть выполнено способом горячей пайки или с помощью сварки; места паяных и сварных соединений проводов должны иметь надежную изоляцию в соответствии с техническими условиями.

25. В конструкции ИМ должна быть обеспечена раздельная внутренняя прокладка силовых и контрольных линий питания электропотребителей механизма.

26. Любые отказы электродвигателя, кабелей, соединителей, конечных выключателей и других электрических элементов исполнительных механизмов не должны приводить к разгерметизации контура и вводу положительной реактивности активной зоны ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки. Кроме того, эти отказы не должны препятствовать вводу отрицательной реактивности в активную зону ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки по сигналам аварийной защиты или дистанционного управления. Допускается самопроизвольный ввод отрицательной реактивности при данных отказах.

Глава 6 СВАРНЫЕ СОЕДИНЕНИЯ И МАТЕРИАЛЫ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

27. Сварные соединения ИМ должны удовлетворять требованиям действующих технических нормативных правовых актов.

28. Для изготовления деталей ИМ, работающих под давлением первого контура, должны применяться материалы, предусмотренные техническими нормативными правовыми актами.

29. Требования к материалам, полуфабрикатам, крепежным деталям и сварочным материалам деталей и сборочных единиц ИМ, работающих под давлением первого контура, должны соответствовать техническим нормативным правовым актам.

30. Крепежные детали для фланцевых соединений деталей и сборочных единиц ИМ, отделяющих среду первого контура от окружающей среды, должны быть выполнены в соответствии с требованиями технических нормативных правовых актов.

31. Материалы и комплектующие изделия, применяемые в исполнительных механизмах, должны быть устойчивы к радиационным, тепловым и химическим воздействиям в соответствии с условиями эксплуатации.

Раздел III ИЗГОТОВЛЕНИЕ И МОНТАЖ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

Глава 7 ИЗГОТОВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ СВАРНЫХ СОЕДИНЕНИЙ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

32. Изготовление серийных ИМ должно производиться в соответствии с требованиями технической и технологической документации, а также технических условий.

33. Технологическая документация должна разрабатываться организацией-изготовителем.

34. Контроль сварных соединений ИМ должен проводиться в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

35. Гидравлические и пневматические испытания сварных соединений ИМ, работающих под давлением первого контура, должны выполняться в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

36. Требования к испытаниям сварных соединений на герметичность должны соответствовать требованиям нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

Глава 8 ИСПЫТАНИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

37. Опытные образцы исполнительных механизмов должны проходить следующие виды испытаний:

предварительные испытания проводятся для определения соответствия ИМ техническому заданию, требованиям стандартов и технической документации и решения вопроса о возможности представления их на приемочные испытания;

приемочные (межведомственные) испытания проводятся для определения соответствия ИМ техническому заданию, требованиям стандартов и технической документации, оценки технического уровня и определения возможности постановки их на производство, в том числе ресурсные испытания - для подтверждения работоспособности ИМ в пределах заданного ресурса;

эксплуатационные испытания в составе СУЗ на действующем ядерном реакторе, критической сборке или подкритической сборке (при наличии требования технического задания) проводятся для подтверждения характеристик в рабочих условиях.

38. Предварительные испытания опытных образцов проводит разработчик с привлечением при необходимости организации-изготовителя и организаций-соисполнителей.

39. Приемочные (межведомственные) испытания проводит разработчик при участии организации-изготовителя и заказчика (основного потребителя). Испытания должны проводиться в условиях, максимально приближенных к штатным условиям эксплуатации.

Разработчик должен обосновывать допустимость отклонений при испытаниях от штатных условий работы механизмов. Межведомственные испытания должны проводиться с опытным образцом штатной системы диагностики в случаях, предусмотренных техническим заданием.

40. Исполнительные механизмы серийного производства подвергают следующим испытаниям:

приемо-сдаточным;

периодическим;

установочной серии (первой промышленной партии - квалификационным). Число ИМ для испытаний должно быть указано в технических условиях.

41. Исполнительные механизмы на объекте должны проходить:

предмонтажные испытания на стенде предмонтажных проверок с имитаторами органов воздействия на реактивность на соответствие основных характеристик механизмов требованиям технической документации;

комплексные испытания в составе ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки со штатной СУЗ по программе пусконаладочных работ.

42. При выполнении проверок исполнительных механизмов на ядерных установках со штатным органом воздействия на реактивность и со штатной зоной необходимо:

сцепление и расцепление соединительных устройств ИМ с органами воздействия на реактивность выполнять поочередно для каждого механизма;

орган воздействия на реактивность перемещать на величину хода, разрешенную требованиями ядерной безопасности;

исключить проведение работ по сцеплению и расцеплению ИМ с органами воздействия на реактивность с помощью неисправных или не прошедших регламентных проверок приспособлений;

в процессе работ по сцеплению или расцеплению ИМ органами воздействия на реактивность по команде "Экстренное опускание" подъем органа воздействия на реактивность немедленно прекратить и осуществить сброс его в активную зону.

43. Программы и методики испытаний должны разрабатываться на основе технических заданий и конструкторской документации на исполнительные механизмы.

44. Программы и методики испытаний должны содержать требования по проверке основных параметров и характеристик ИМ. Испытания должны проводиться в условиях, максимально приближенных к действительным условиям работы механизмов.

45. Программа и методика приемочных (межведомственных) испытаний должны быть согласованы с заинтересованными организациями и Проматомнадзором.

46. Испытания ИМ серийного производства в организации-изготовителе необходимо проводить на стенде, имитирующем по геометрическим размерам действительные условия работы механизма в составе ядерной установки (трассу канала, соединительные головки органа воздействия на реактивность и другое).

Глава 9 МОНТАЖ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

47. На монтаж могут быть допущены ИМ, прошедшие испытания на стенде предмонтажных проверок на соответствие основных характеристик механизмов требованиям технической документации.

48. Монтаж ИМ необходимо проводить по технологической и технической документации на монтаж.

49. После монтажа ИМ на ядерной установке необходимо провести испытания механизмов со штатной и (или) имитационной зоной и со штатной схемой управления по программе пусконаладочных работ.

50. При проведении ИМ, связанных с перемещением органов воздействия на реактивность в активной зоне, должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны.

Раздел IV ПРИЕМКА И ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

Глава 10 ПРИЕМКА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ

51. Приемка ИМ в эксплуатацию должна проводиться приемочной комиссией по результатам комплексного опробования в составе всего ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки совместно со штатной СУЗ.

52. Перед проведением комплексного опробования ИМ должны проверяться:

правильность подключения электрооборудования;

сопротивление изоляции электрооборудования;

наличие аттестованного обслуживаемого персонала, а также инженерно-технических работников, прошедших проверку знаний;

наличие производственных инструкций для персонала.

53. Программа комплексного опробования должна быть согласована с организациями-изготовителями и органами государственного надзора.

Глава 11 ТРЕБОВАНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

54. Исполнительные механизмы должны эксплуатироваться в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации, разработанными на основании технической документации на ИМ и с учетом требований нормативных правовых актов, технических нормативных правовых актов.

55. Во время эксплуатации необходим непрерывный контроль за работой ИМ по показаниям приборов на блочном щите управления.

56. Во время плановых остановок ядерной установки проводятся все работы по устранению неисправностей ИМ и работы в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации.

57. Исполнительные механизмы перед отправкой в ремонт должны быть подвергнуты при необходимости дезактивации.

58. Исполнительные механизмы ядерных установок должны демонтироваться и транспортироваться с помощью специальных контейнеров, если при демонтаже не допускается разгерметизация первого контура или их открытый демонтаж недопустим по условиям высокой активности.

59. Перед каждым пуском после длительной остановки ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки на планово-предупредительный ремонт проверяется работа исполнительных механизмов со сцепленными органами воздействия на реактивность и работа конечных выключателей, при этом должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны. Результаты проведенных работ отражаются в акте готовности ИМ в составе СУЗ к пуску.

60. При проведении проверок ИМ, связанных с перемещением органа воздействия на реактивность в активной зоне, должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны.

61. При эксплуатации исполнительных механизмов необходимо вести учет отказов и неисправностей, отражающий их характер, место, время и причины появления, меры, принятые по их устранению и предотвращению, заводской номер ИМ и отработанный ресурс.

62. Испытания и монтаж ИМ после ремонта должны выполняться в соответствии с главами 8 и 9 настоящих Правил.

                                              УТВЕРЖДЕНО
                                              Постановление
                                              Министерства по
                                              чрезвычайным ситуациям
                                              Республики Беларусь
                                              30.12.2006 N 72

ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Раздел I ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Глава 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики (далее - Правила) устанавливают основные технические и организационные требования к комплексу систем хранения и обращения с ядерным топливом, направлены на обеспечение безопасности при хранении, обращении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики.

2. Настоящие Правила распространяются на объекты атомной энергетики, опытные и исследовательские реакторы, хранилища свежего топлива, критические и подкритические сборки.

3. Настоящие Правила не распространяются на требования:

промышленной безопасности, не связанные со спецификой ядерного топлива как источника ионизирующих излучений и радиоактивных веществ;

требования безопасности реактора при загрузке, перестановке в активной зоне, зоне воспроизводства, отражателе, выгрузке из реактора тепловыделяющих сборок, органов системы управления и защиты и др. элементов;

безопасности при проектировании транспортных упаковочных комплектов, предназначенных для транспортировки ядерного топлива на переработку или длительное хранение.

4. Настоящие Правила обязательны для всех организаций независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности, которые осуществляют деятельность по проектированию, сооружению, эксплуатации и снятии с эксплуатации комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом.

5. 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).

6. Термины и их определения, используемые в настоящих Правилах, употребляются в значениях, определенных Объединенной конвенцией о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами, ратифицированной Законом Республики Беларусь от 17 июля 2002 года "О ратификации Объединенной конвенции о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами" (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., N 88, 2/2879), а также 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 обеспечены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа системы безопасности или одной независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленными 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;

безопасная геометрия - геометрические параметры оборудования, исключающие возможность возникновения самоподдерживающейся цепной реакции при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях;

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;

группа упаковок - совокупность упаковок, которую разрешается хранить или транспортировать без ограничения взаимного размещения упаковок, кроме ограничений, создаваемых конструктивными элементами упаковочного комплекта;

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 ядерным топливом - совокупность систем, устройств, элементов, предназначенных для хранения, загрузки, выгрузки, транспортировки и контроля ядерного топлива;

локализующие системы (элементы) безопасности - технологические системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при аварии радиоактивных веществ и ионизирующих излучений за установленные при проектировании пределы и выход их в окружающую среду;

норма хранения (транспортировки) ядерного топлива - количество ядерного топлива, которое разрешается хранить (транспортировать) с учетом ограничений на его расположение;

нормальная эксплуатация комплекса - эксплуатация в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях;

отработавшее ядерное топливо - отработавшее ядерное топливо, отдельные тепловыделяющие элементы (твэлы) или изделия с тепловыделяющими элементами (сборки твэлов, активные зоны в сборе), которое извлечено из реактора после их облучения;

объект атомной энергетики - опытные и исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды, хранилища 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, превышающим единицу или равным ей;

система - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций;

системы (элементы) безопасности локализующие - системы (элементы), предназначенные для ограничения распространения радиоактивных веществ 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 - комплект средств, используемых при транспортировке и хранении свежего или отработавшего ядерного топлива, обеспечивающий его сохранность, предотвращение попадания радиоактивных веществ в окружающую среду, а также ядерную и радиационную безопасность;

транспортный упаковочный комплект внутриобъектовый - комплекс средств, обеспечивающий сохранность свежего или отработавшего ядерного топлива, ядерную и радиационную безопасность при внутриобъектовой транспортировке свежего или отработавшего ядерного топлива;

упаковка - упаковочный комплект с 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 ядерного топлива, радиоактивных отходов и радиоактивных веществ;

хранилище класса 1 - хранилище свежего топлива, для которого исключена возможность попадания воды;

хранилище класса 2 - хранилище свежего топлива, в котором исключена возможность затопления водой;

хранилище класса 3 - хранилище свежего топлива, для которого не выполняются требования, предъявляемые к хранилищам классов 1 и 2;

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 ядерного топлива и нарушением теплоотвода от твэлов;

ядерная безопасность - свойство комплекса, исключающее возможность возникновения ядерной аварии техническими средствами и организационными мероприятиями.

7. Правила обязательны для выполнения всеми должностными лицами, инженерно-техническими работниками и рабочими, имеющими отношение к проектированию, изготовлению, монтажу, наладке, ремонту, модернизации, эксплуатации и снятию с эксплуатации оборудования комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом.

Лица, нарушившие требования настоящих Правил, несут ответственность в установленном законодательством Республики Беларусь порядке.

Раздел II ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

Глава 2 ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

8. Безопасность комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом (далее - ЯТ) обеспечивается выбором площадки для размещения хранилища ЯТ, установлением санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг хранилища, высоким качеством проекта систем хранения и обращения с ЯТ, техническим совершенством и надежностью оборудования, контролем за его состоянием, а также организацией и выполнением работ в соответствии с законодательственными регламентирующими требованиями, профессиональной квалификацией и дисциплиной персонала.

9. Перечни проектных и запроектных аварий при хранении, перегрузке, транспортировке ЯТ должны быть включены в соответствующие перечни аварий, которые приводятся в разделе "Техническое обоснование ядерной безопасности" проекта и согласовываются в его составе.

10. Радиационная безопасность при хранении, перегрузке, транспортировке ЯТ 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).

Глава 3 ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

11. Хранение и временное размещение ЯТ допускаются только в специально предназначенных местах, определенных проектом.

12. Запрещается прокладывать пути к другим эксплуатационным зонам через места хранения и временного размещения ЯТ (при наличии в данных местах ЯТ).

13. Должна исключаться необходимость перемещения над хранящимся ядерным топливом грузов, если они не являются частями подъемных и перегрузочных устройств. Допускается перегрузка или размещение грузов над помещениями (хранилищами), закрываемыми съемными или постоянными конструкциями, если эти конструкции выдерживают динамические и статические нагрузки, которые могут возникнуть при поднятии, падении и размещении грузов.

14. Маршруты транспортировки ЯТ следует выбирать так, чтобы они были короткими и простыми, и была исключена возможность аварии.

15. Компоновка хранилища должна обеспечивать быструю эвакуацию персонала из помещения в случае аварии.

16. В процессах перегрузки, хранения, транспортировки ЯТ должен быть обеспечен учет и контроль за расположением, количеством и перемещением тепловыделяющих сборок (далее - ТВС).

17. Чехлы и упаковки, которые подлежат транспортированию, должны быть закреплены в транспортных средствах таким образом, чтобы исключить их опрокидывание в условиях нормальной эксплуатации, при максимальном расчетном землетрясении и других природных явлениях, свойственных данному району.

18. Конструкции чехлов, стеллажей в хранилищах, транспортных средствах для транспортировки ЯТ должны обеспечивать их устойчивость в условиях нормальной эксплуатации, при максимально расчетном землетрясении и других природных явлениях, свойственных данному району.

19. Конструкция оборудования комплекса должна обеспечивать ядерную безопасность, в основном, путем размещения ТВС с определенным шагом решетки.

20. Стеллажи и чехлы, имеющие в целях ядерной безопасности поглощающие добавки в составе конструкционных материалов, должны быть спроектированы и изготовлены таким образом, чтобы избежать недопустимого уменьшения поглощающей способности при механическом, химическом или радиационном воздействии при нормальной эксплуатации и проектных авариях. Перед установкой поглотителей должна быть проверена их поглощающая способность. Периодические проверки эффективности поглотителей должны осуществляться и в процессе их эксплуатации при необходимости. В проектной документации должно быть указано предельное значение величины уменьшения поглощающей способности.

21. Оборудование для обращения с ЯТ должно предотвращать возможность падения упаковок или тепловыделяющих сборок при нормальной эксплуатации, а также такие повреждения упаковок и ТВС, которые могут привести к аварии при исходных событиях, вызывающих падение упаковок или ТВС.

22. Должны быть предусмотрены технические средства, исключающие неконтролируемые, самопроизвольные перемещения оборудования для обращения с ЯТ.

23. Для хранилищ, в которых хранение ЯТ 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.

24. Для сухих хранилищ необходимо предусмотреть меры по контролю и ограничению накопления радиоактивных веществ в атмосфере хранилища, контролю за попаданием воды, влажностью, температурой.

25. Комплекс должен быть способен выполнять свои функции при особых воздействиях, принятых в проекте.

26. Проект хранилища должен исключать возможность достижения критичности при возникновении пожара и его тушении.

27. При проектировании оборудования комплекса должна быть предусмотрена возможность его испытаний, технического обслуживания, радиационного контроля и проверок на загрязненность радиоактивными веществами.

28. В проекте необходимо предусмотреть технические средства для хранения и обращения с негерметичными и дефектными ТВС.

29. Оборудование для хранения и транспортировки ЯТ в жидкой фазе должно иметь безопасную геометрию.

30. При проектировании системы хранения и обращения с ЯТ должны быть предусмотрены меры и устройства, исключающие возможность повышения температуры оболочек твэлов выше проектных значений для нормальной эксплуатации и проектной аварии.

31. В проектах комплекса должны быть предусмотрены локализующие системы безопасности, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения внутри хранилища и выхода в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующих излучений.

32. В проектах комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должен быть предусмотрен раздел по выводу систем из эксплуатации.

33. Порядок и организация перевозок ЯТ по территории организации должны осуществляться в соответствии с Инструкцией по обеспечению ядерной и физической безопасности при перевозке ядерных материалов, разработанной эксплуатирующей организацией и утвержденной в установленном порядке.

34. 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 подлежать регистрации и учету.

Глава 4 ИСХОДНЫЕ СОБЫТИЯ АВАРИЙ И АВАРИЙНЫЕ СИТУАЦИИ

35. При анализе безопасности комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должны быть рассмотрены исходные события, примерный перечень которых приведен ниже. Перечень исходных событий для конкретного оборудования может быть расширен или сокращен в обоснованных случаях.

36. Примерный перечень исходных событий для анализа проектных аварий:

сейсмические и другие природные явления, свойственные данному району (наводнения, ураганы и иное). При анализе сейсмических явлений необходимо рассматривать максимально расчетное землетрясение;

опрокидывание;

полное прекращение энергоснабжения;

падение самолета на объект;

воздушная ударная волна, обусловленная взрывом, возможным в данной и(или) соседней организации, проходящем транспорте и иное;

пожар;

падение предметов, которые могут изменить расположение ТВС и нарушить целостность ТВС и оболочек твэлов;

падение отдельных ТВС, пеналов, чехлов с ТВС, упаковок при транспортно-технологических операциях;

ошибки персонала;

затопление хранилищ водой (за исключением хранилища класса 1);

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 отработавшего топлива;

аварии на реакторе, влияющие на безопасность комплекса систем хранения и обращения с ЯТ;

аварии в системах, не связанных с хранением или обращением с топливом, приводящие к повреждению оборудования для хранения и транспортировки ЯТ;

зависание ЯТ в центральном зале или зале бассейна выдержки или других помещениях при перегрузках;

отказы оборудования комплекса систем хранения и обращения с ЯТ;

уменьшение концентрации гомогенных поглотителей нейтронов в воде бассейна выдержки;

нарушение крепления упаковок во время транспортировки ЯТ.

37. Примерный перечень исходных событий для расчета последствий запроектных аварий:

возникновение самоподдерживающейся цепной реакции для систем хранения и обращения с ЯТ;

полное обезвоживание хранилища ЯТ;

падение технологического оборудования и строительных конструкций на перекрытие отсеков хранения или хранимое ЯТ;

затопление хранилищ 1 класса водой.

38. При рассмотрении исходных событий по пунктам 36 и 37 настоящих Правил необходимо рассмотреть возможность:

перегруппировки ТВС внутри чехлов, стеллажей, упаковок, приводящей к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов;

изменения геометрической конфигурации ТВС и твэла (изгибы, сплющивание и иное), а также шага твэла в ТВС, приводящего к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов;

кипения воды, образования пароводяной смеси и вследствие этого увеличения эффективного коэффициента размножения нейтронов, уменьшения защитного слоя воды;

потери эффективности гетерогенных или гомогенных поглотителей нейтронов;

проникновения воды или пароводяной смеси в упаковку, чехол, барабан свежего и отработавшего топлива, сухое хранилище отработавшего ЯТ.

Раздел III ТРЕБОВАНИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ СО СВЕЖИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

Глава 5 ТРЕБОВАНИЯ К ХРАНИЛИЩАМ СВЕЖЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

39. Требования безопасности применяются к хранилищам ЯТ, а также к оборудованию для обращения со свежим ЯТ, к которому относятся:

краны, захваты, траверсы, штанги;

платформы, тележки;

перегрузочные устройства и механизмы;

поворотные механизмы для приведения ТВС в вертикальное положение;

чехлы, упаковки, стойки, стеллажи для хранения;

стенды для контроля ТВС;

стенд для обмывки ТВС;

калибры для проверки геометрических размеров ТВС;

устройства для разборки или сборки ТВС;

барабаны свежих ТВС.

40. Безопасность хранилища класса 1 обеспечивается в том числе совокупностью следующих мер:

расположением хранилища выше нулевой отметки;

отсутствием соседних помещений, из которых вода может поступать в хранилище;

отсутствием трубопроводов с водой, маслом, водородом в хранилище;

расположением хранилища в незатопляемой зоне на случай наводнения;

наличием дренажа;

41. Безопасность хранилища класса 2 достигается в том числе совокупностью следующих мер:

расположением хранилища выше нулевой отметки;

отсутствием трубопроводов с водой, маслом, водородом в хранилище;

наличием сигнализаторов обнаружения воды и дренажных систем или насосов аварийной откачки воды, связанных с сигнализаторами обнаружения воды.

42. Проектирование новых хранилищ класса 3 не допускается.

43. Ядерная безопасность при хранении свежего ЯТ обеспечивается:

ограничениями на размещение ТВС в упаковках, чехлах, стеллажах;

ограничением числа ТВС в упаковках, чехлах, стеллажах;

ограничением числа упаковок, чехлов в группе;

ограничениями на размещение групп упаковок, чехлов, стеллажей;

применением гетерогенных поглотителей;

контролем за расположением ТВС, поглотителей, упаковок, чехлов, стеллажей;

контролем за наличием замедлителей.

44. Расположение упаковок или ТВС в штабеле должно быть зафиксировано с помощью специальных стеллажей, гнезд и иного. Взаимное расположение упаковок в группе должно обеспечиваться их конструкцией.

45. При хранении на полу места расположения групп упаковок должны быть обозначены разметками. При использовании в хранилищах транспортных средств (машин, электрокар) должны быть обозначены полосы их движения. Рекомендуется использовать различные ограничители (ограждения и иное), исключающие столкновение транспортного средства со стеллажами, упаковками и иным.

     46.  Шаг расположения ТВС в чехлах, стеллажах, упаковках должен
быть   выбран   таким,  чтобы  эффективный  коэффициент  размножения
нейтронов   (k   )   хранилища   не  превышал  0,95  при  нормальной
              эфф

эксплуатации и проектной аварии.
     47.  В проекте должно быть определено допустимое число упаковок
или  чехлов  в группе или штабеле. Для хранилища класса 2 допустимое
число  упаковок или чехлов в группе должно быть выбрано таким, чтобы
коэффициент  размножения  нейтронов  (k   )  не  превышал 0,95 как в
                                       эфф

случае  затопления  хранилища  водой,  так  и при таком количестве и
распределении   воды  в  системе,  которое  приводит  к  наибольшему
эффективному  коэффициенту  размножения  нейтронов в рассматриваемых
исходных событиях.
     48.  Если  допустимое  число  упаковок  в группе ограничено, то
минимальное   расстояние  между  группами  выбирается  таким,  чтобы
эффективный  коэффициент  размножения  нейтронов  (k   ) не превышал
                                                    эфф

0,95.
     49.   Хранилища   должны   быть  оснащены  автоматическими  или
первичными  средствами  пожаротушения.  Запрещается  тушение пожаров
средствами,  которые  могут  повысить значение k   , например, водой
                                                эфф

или  пеной. Хранение горючих материалов, а также материалов, имеющих
другие   опасные   при   пожаре   свойства   (например,   химическая
токсичность,  коррозионная активность, взрывоопасность), не входящих
в   состав   упаковочных   комплектов,   в   хранилище  запрещается.
Запрещается  прокладка  через  зону  хранения  кабелей,  которые  не
связаны  непосредственно с подачей электроэнергии к оборудованию для
обращения   с   ЯТ,  и  трубопроводы  с  горючими  и  взрывоопасными
жидкостями   и   газами.   В   проекте   должно  быть  предусмотрено
автоматическое  отключение  вентиляции хранилища при возникновении в
нем пожара.

50. В хранилищах для свежего ЯТ допускается хранение других компонентов активной зоны, не содержащих делящийся материал. При этом места их расположения должны быть регламентированы в проекте. Хранение между или внутри чехлов, стеллажей, групп упаковок материалов, являющихся эффективными замедлителями нейтронов (дерево, графит, бериллий, водородсодержащие материалы), не допускается. В одном хранилище разрешается хранить ТВС различных типов.

51. Хранилища должны быть оборудованы охранной, пожарной сигнализацией, рабочим и аварийным освещением и системой оптико-электронного наблюдения.

52. Хранилища должны быть оснащены системой аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции (далее - СЦР). Проектирование и эксплуатация системы аварийной сигнализации должны осуществляться в соответствии с действующими техническими нормативными правовыми актами. Не требуется устанавливать систему аварийной сигнализации в хранилищах классов 1 и 2 для свежего уранового топлива с обогащением не более 5%.

53. В хранилищах должны быть предусмотрены системы, которые обеспечивают поддержание температуры и влажности в соответствии с техническими условиями организации-изготовителя ТВС.

54. В хранилищах должен осуществляться радиационный контроль в соответствии с требованиями технических нормативных правовых актов согласно пункту 10 настоящих Правил.

55. Материалы и конструкция хранилища и оборудований должны позволять легко дезактивировать поверхности.

Глава 6 ТРЕБОВАНИЯ К ОБОРУДОВАНИЮ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ СО СВЕЖИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

56. Транспортно-технологическое оборудование для перемещения ЯТ наряду с основной транспортной скоростью должно иметь доводочную скорость, наибольшее значение которой должно исключать повреждения ТВС и оборудования.

57. Грузоподъемные механизмы, используемые при транспортно-технологических операциях, должны соответствовать требованиям нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов в области промышленной безопасности.

58. Конструкция кранов и других грузоподъемных механизмов для обращения с ЯТ в случае прекращения подачи электропитания должна исключать возможность падения ЯТ и неконтролируемого перемещения механизмов.

59. Захваты грузоподъемных механизмов должны быть сконструированы таким образом, чтобы они надежно поднимали и перемещали ЯТ, что обеспечивается с помощью следующих мер:

перед началом подъема ЯТ захват подъемного механизма должен быть расположен над захватным устройством упаковки, чехла, ТВС с необходимой точностью;

захват должен оставаться в закрытом положении в случае прекращения подачи электроэнергии;

с помощью блокировки необходимо обеспечить, чтобы захват с подвешенной ТВС не мог расцепиться самопроизвольно или в результате ошибки персонала.

60. При проектировании оборудования для хранения и обращения с ЯТ необходимо учитывать все нагрузки, возникающие при нормальной эксплуатации и в результате исходных событий, включая асимметричные нагрузки и нагрузки при ускорениях. Необходимо, чтобы напряжения, возникающие в результате действия нагрузок, не превышали допустимых пределов для различных крепежных элементов (болтов, гаек и другого).

61. В проекте должны быть установлены допустимые количества ТВС, располагаемых на стендах, столах для визуального осмотра, разборки или сборки ТВС, проверки геометрических размеров.

62. Необходимо, чтобы оборудование для хранения и обращения с ЯТ не имело острых углов и краев, которые могли бы повредить ТВС.

63. Конструкция оборудования для обращения с ЯТ должна исключать при нормальной эксплуатации удары и другие нагрузки, которые могут вызвать повреждения или изменение размеров ТВС и твэлов.

64. Для проведения операций с ЯТ разрешается использовать только исправные штатные приспособления и механизмы, прошедшие периодическое освидетельствование, испытания и контрольный осмотр перед проведением операций.

65. Должна быть обеспечена проверка работоспособности приборов контроля технологических параметров, блокировок и радиационного контроля.

Глава 7 АНАЛИЗ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ОБРАЩЕНИИ СО СВЕЖИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

66. При наличии в хранилище ЯТ с различной степенью обогащения считать все топливо по фактическому обогащению.

67. При наличии ЯТ с различным изотопным составом плутония необходимо рассматривать такой состав ЯТ, который приводит к максимальному коэффициенту размножения нейтронов.

68. Необходимо рассматривать максимальную проектную емкость хранилищ.

69. Необходимо учесть погрешности методов расчета, концентрации и изотопного состава поглотителей, допуски при изготовлении.

70. Наличием поглощающих элементов в ТВС или конструкциях стеллажей следует пренебречь, если они не закреплены или их эффективность снижается в результате исходных событий.

71. Необходимо учитывать изменение геометрии ТВС или их расположения в результате исходных событий.

72. Необходимо учитывать такое количество, распределение и плотность замедлителя (в частности, воды) в системе в результате исходных событий, которое приводит к максимальному эффективному коэффициенту размножения нейтронов.

73. Необходимо исходить из предполагаемого наличия отражателя.

74. При изменении температуры в условиях нормальной эксплуатации и при исходных событиях необходимо рассматривать состояние, которое приводит к максимальному коэффициенту размножения.

Раздел IV ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ХРАНИЛИЩ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Глава 8 ТРЕБОВАНИЯ К ДОКУМЕНТАЦИИ ПО ХРАНЕНИЮ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

75. Организации, эксплуатирующие системы хранения и обращения с ЯТ, должны иметь:

материалы проекта системы хранения и обращения с ЯТ;

настоящие Правила;

перечень нормативных правовых актов, регламентирующих требования безопасности исследовательских ядерных установок;

Инструкцию по обеспечению ядерной безопасности по хранению, транспортировке, перегрузке ЯТ в хранилище, разработанную эксплуатирующей организацией и утвержденной в установленном порядке.

76. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности разрабатывается на основе требований технологического регламента эксплуатации объекта, в котором должен быть раздел "Обращение с ядерным топливом" с пределами и условиями безопасного обращения, устанавливающий:

обязанности и ответственность персонала за соблюдение требований ядерной безопасности и условий хранения, транспортировки, перегрузки ЯТ;

перечень участков хранения ЯТ и оборудования для хранения, транспортировки, перегрузки;

класс хранилища свежего ЯТ и меры, ограничивающие возможность попадания воды внутрь хранилищ;

нормы хранения, транспортировки, перегрузки ЯТ;

исходные события, аварийные состояния в соответствии с требованиями настоящих Правил, технические меры и организационные мероприятия безопасности;

порядок ликвидации пожаров;

порядок оповещения персонала о возникновении СЦР;

перечень действий персонала при возникновении исходных событий и по ликвидации последствий проектных аварий.

77. Эксплуатирующей организации необходимо иметь следующие документы по учету ЯТ:

картограмму расположения ЯТ в хранилищах;

технические условия и паспорта на ТВС;

перечень проектных параметров, систем, узлов, обеспечивающих безопасность и изменения в которых должны согласовываться с Генеральным проектировщиком, Главным конструктором, научным руководителем, уполномоченными органами государственного надзора. Перечень должен быть в составе проекта;

технические решения по изменениям к проектам системы хранения и обращения с ЯТ;

техническую документацию и эксплуатационные инструкции на действующее оборудование;

технические решения по изменениям к проектам системы хранения и обращения с ЯТ;

инструкцию по проведению входного контроля ЯТ;

инструкцию по ликвидации последствий аварии на площадке размещения хранилища ЯТ;

акты приемки в эксплуатацию хранилищ ЯТ;

акты комиссий по проверке состояния ядерной безопасности;

журнал распоряжений и замечаний по ядерной безопасности для хранилища ЯТ;

документацию по подготовке и аттестации персонала:

программы подготовки;

протоколы сдачи экзаменов;

приказ руководителя о допуске к работе персонала, сдавшего экзамены на рабочие места;

должностные инструкции.

78. Инструкция по проведению входного контроля ЯТ разрабатывается эксплуатирующей организацией и должна устанавливать:

порядок проведения входного контроля транспортных упаковочных комплексов перед их размещением в хранилище;

порядок проведения входного контроля ЯТ с указанием основных критериев, установленных организацией-изготовителем.

Глава 9 ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ХРАНИЛИЩ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

79. Ввод в эксплуатацию хранилищ ЯТ проводится при наличии разрешения уполномоченных республиканских органов государственного управления.

80. Проверка готовности хранилища перед пуском проводится:

межведомственной приемочной комиссией в составе представителей эксплуатирующей организации, органов, осуществляющих государственный санитарный надзор, надзор и контроль в области ядерной и радиационной безопасности;

комиссией по ядерной безопасности эксплуатирующей организации.

81. Строительные конструкции, оборудование, изделия и средства автоматизации, подлежащие сертификации, должны иметь сертификат соответствия.

82. Контроль качества и приемка выполненных работ должны вестись в соответствии с требованиями нормативной и рабочей документации и программами обеспечения качества.

83. Межведомственная приемочная комиссия устанавливает:

соответствие выполненных работ принимаемого комплекса проекту;

выполнения условий обеспечения радиационной безопасности;

выполнение условий обеспечения физической защиты;

работоспособность оборудования, наличие протоколов испытаний оборудования и актов об окончании пусконаладочных работ.

84. Комиссия по ядерной безопасности эксплуатирующей организации, назначенная приказом руководителя данной организации, проверяет:

наличие утвержденного руководством ведомства акта комиссии по приемке в эксплуатацию хранилища ЯТ обслуживающих систем и помещений комплекса;

выполнение установленных организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности хранилища;

наличие необходимой документации по эксплуатации хранилища;

работоспособность оборудования, наличие протоколов испытаний оборудования и актов об окончании пусконаладочных работ;

подготовленность персонала, наличие протоколов сдачи экзаменов персоналом и приказ о допуске его к работе.

85. Решение комиссии по ядерной безопасности оформляется актом.

86. После устранения недостатков, отмеченных комиссией по ядерной безопасности, руководитель эксплуатирующей организации должен издать приказ (распоряжение) о вводе комплекса в эксплуатацию при наличии соответствующей документации (паспорта и так далее), оформленной в органах государственного надзора.

Глава 10 ТРЕБОВАНИЯ К СОДЕРЖАНИЮ И СОГЛАСОВАНИЮ ПРОЕКТОВ В ЧАСТИ ХРАНЕНИЯ, ТРАНСПОРТИРОВКИ, ПЕРЕГРУЗКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

87. В составе проектов комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должны быть разделы, содержащие:

описание операций по обращению с ЯТ;

описание и чертежи оборудования комплекса систем хранения и обращения с ЯТ;

компоновочные решения;

нормы хранения, транспортировки, перегрузки;

обоснование безопасности, в котором должны быть рассмотрены исходные события и аварийные ситуации в соответствии с требованиями настоящих Правил, техническое обоснование безопасности, средства и способы обеспечения безопасности, перечень систем нормальной эксплуатации и систем, важных для безопасной эксплуатации;

описание системы аварийной сигнализации о возникновении CЦP;

описание системы радиационного контроля;

описание средств извещения о пожаре, системе пожаротушения или первичных средств пожаротушения и охранной сигнализации.

88. Проект объекта атомной энергетики в части хранения, транспортировки, перегрузки ЯТ или проект отдельного хранилища представляется на согласование в Проматомнадзор.

89. Изменение норм хранения и транспортировки ЯТ, а также модернизация комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должны быть оформлены как изменения проекта, согласованы и утверждены в том же порядке, что и проект.

90. Технический проект внутриобъектового транспортного упаковочного комплекса (далее - ВТУК) для свежего ЯТ должен содержать раздел "Обоснование безопасности". В разделе должны быть приведены расчеты ядерной безопасности, результаты моделирования повреждений при аварии, связанной с падением, доказательства невозможности расплавления ЯТ или недопустимого повышения давления во ВТУК с учетом остаточного тепловыделения.

91. Моделирование повреждений может быть проведено одним из следующих методов:

расчетами, если имеются надежные методы расчета повреждений конкретной упаковки;

проведением испытаний на прототипах или натурных образцах ВТУК;

проведением испытаний на масштабной модели.

92. Материалы технического проекта ВТУК для ЯТ должны быть согласованы с Проматомнадзором.

Глава 11 ПРОВЕРКА И ИНСПЕКЦИЯ СОСТОЯНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

93. Организации, занимающееся эксплуатацией хранилищ, оборудования для транспортировки, перегрузки ЯТ, должны обеспечивать проведение необходимых организационно-технических мероприятий, направленных на соблюдение требований ядерной безопасности, и контроль за их выполнением.

94. Периодически (не реже одного раза в год) комиссия эксплуатирующей организации проводит проверку состояния безопасности при хранении, транспортировке, перегрузке ЯТ. Акт комиссии утверждается руководителем организации и направляется в органы государственного надзора и ведомственного контроля.

95. Государственный надзор и контроль за ядерной безопасностью при хранении и транспортировке ЯТ осуществляется Проматомнадзором.

Глава 12 ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

96. Технические и организационные мероприятия, необходимые для снятия хранилища с эксплуатации, должны быть предусмотрены при его проектировании и строительстве, а также должны учитываться при эксплуатации, ремонте и реконструкции хранилища.

97. Эксплуатирующая организация до истечения проектного срока эксплуатации хранилища должна обеспечить разработку проекта снятия его с эксплуатации, включающего:

организацию работ по безопасному удалению топлива из хранилища и последующему вывозу его с площадки;

проведение дезактивации с целью уменьшения общего уровня облучения персонала и населения в результате проведения работ по снятию с эксплуатации хранилища;

проведение демонтажа оборудования на площадке хранилища;

обращение с радиоактивными отходами;

организационно-технические меры по радиационной безопасности. При проектировании должны быть приняты меры для обеспечения не превышения установленных пределов для индивидуальных доз облучения персонала при работах по снятию с эксплуатации;

оценку радиационного воздействия на окружающую среду при проведении работ по снятию с эксплуатации;

возможность дальнейшего использования площадки, демонтированного оборудования и материалов;

квалификацию и количество необходимого для проведения работ персонала;

меры обеспечения безопасности при возможных авариях в процессе снятия с эксплуатации;

организационные и технические меры обеспечения ФЗ при снятии с эксплуатации.

98. При проектировании должны быть обоснованы предельные сроки работы оборудования и определены критерии его замены.

99. До начала выполнения проектных работ по снятию комплекса систем хранения и обращения с ЯТ с эксплуатации должна быть разработана программа обеспечения качества выполняемых работ.

Раздел V ФИЗИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ И МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ

Глава 13 ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ЯТ

100. Обеспечение ФЗ комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должно осуществляться на всех этапах его проектирования, сооружения, эксплуатации и вывода из эксплуатации, а также при обращении с ЯТ, в том числе, при транспортировке.

101. ФЗ должна обеспечивать выполнение следующих функций:

предупреждение несанкционированного доступа;

своевременное обнаружение несанкционированного действия;

задержка (замедление) нарушителя;

пресечение несанкционированных действий;

задержание лиц, причастных к подготовке или совершению противоправных действий.

102. Система ФЗ должна включать организационные мероприятия, инженерно-технические средства, действия подразделений охраны.

103. Организация, эксплуатирующая комплекс, должна принять необходимые меры по защите информации об организации и функционировании ФЗ.

104. На комплексе систем хранения и обращения с ЯТ должна быть определена объектовая проектная угроза, учитывающая специфику установки, особенности эксплуатации, уровень подготовки персонала, сил реагирования и другие факторы.

105. В зависимости от категории хранящегося ЯТ, особенностей комплекса должны быть предусмотрены соответствующие охранные зоны. В особо опасной зоне должно выполняться правило двух (трех) лиц. Ядерные материалы I и II категорий должны 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 физической защитой исходя из соображений практической целесообразности.

106. Все лица при выходе из особо важной зоны проходят проверку на наличие у них ядерного материала.

107. 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.

108. Управление инженерно-техническими средствами осуществляется с центрального пункта управления или с локальных пультов управления физической защиты, которые размещаются в специально приспособленных помещениях, имеющих пуленепробиваемые двери и стекла. Информация с локального пульта управления должна дублироваться на центральном пункте управления.

109. Ответственность за обеспечение ФЗ комплекса как ядерно-опасного объекта несет руководитель эксплуатирующей организации.

110. Республиканский орган государственного управления и подчиненная ему организация, занимающаяся эксплуатацией хранилищ и его систем, оборудования для транспортировки, перегрузки ЯТ, должны обеспечивать проведение необходимых организационно-технических мероприятий, направленных на соблюдение требований безопасности, и контроль за их выполнением.

111. Периодически (не реже одного раза в год) комиссия эксплуатирующей организации проводит проверку состояния безопасности при хранении, транспортировке, перегрузке ЯТ. Акт комиссии утверждается руководителем эксплуатирующей организации и направляется в Проматомнадзор и органы ведомственного контроля (если имеются).

112. Государственный надзор за безопасностью при хранении и транспортировке ядерного топлива осуществляется государственными органами регулирования и контроля в установленном в Республике Беларусь порядке.

Глава 14 МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА КОМПЛЕКСЕ СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

113. До ввода хранилища в эксплуатацию должны быть разработаны и утверждены планы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на комплексе с учетом возможных радиационных последствий.

114. План мероприятий по защите персонала в случае аварии разрабатывается эксплуатирующей организацией и должен предусматривать координацию ее действий, органов внутренних дел, органов и подразделений по чрезвычайным ситуациям, медицинских учреждений, органов местного управления и самоуправления в пределах зоны планирования защитных мероприятий. Обеспечение готовности и реализация плана возлагается на эксплуатирующую организацию.

115. План мероприятий по защите населения в случае аварии разрабатывается в установленном порядке компетентными органами местной исполнительной власти и должен предусматривать координацию действий органов и подразделений по чрезвычайным ситуациям, местного самоуправления, а также иных организаций, участвующих в реализации мероприятий по защите населения и ликвидации последствий аварии.

116. Планами мероприятий по защите персонала и населения должно быть определено при каких условиях, кто и в какой последовательности, по каким средствам связи оповещает об аварии и начале выполнения этих планов. Планами должны быть предусмотрены необходимое оборудование и средства его доставки.

117. Эксплуатирующая организация должна:

разрабатывать методики и программы противоаварийных тренировок для отработки действий персонала в условиях аварий и обеспечивать периодическое (не реже одного раза в два года) проведение указанных тренировок с учетом текущей деятельности на площадке комплекса;

обеспечить готовность персонала к действиям при проектных и запроектных авариях. В соответствующих инструкциях и руководствах должны быть определены первоочередные действия персонала по локализации возможных аварий и ликвидации их последствий.

                                              УТВЕРЖДЕНО
                                              Постановление
                                              Министерства по
                                              чрезвычайным ситуациям
                                              Республики Беларусь
                                              30.12.2006 N 72

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОДКРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ

Раздел I ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ

Глава 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1. Правила ядерной безопасности подкритических стендов (далее - Правила) устанавливают требования к конструкции подкритической сборки и системам, важным для безопасности подкритических стендов, а также к организационно-техническим мероприятиям, направленным на обеспечение ядерной безопасности, и обязательны для всех организаций независимо от их форм собственности и ведомственной принадлежности, принимающих участие в проектировании, создании, вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из эксплуатации подкритических стендов.

2. Настоящие Правила распространяются на проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые подкритические стенды (далее - ПКС). Отступления от требований настоящих Правил должны быть обоснованы и согласованы с Департаментом по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь (далее - Проматомнадзор).

3. Ядерная безопасность ПКС определяется:

техническим совершенством проекта;

качеством изготовления и монтажа систем (элементов), важных для безопасности ПКС.

4. Ядерная безопасность при эксплуатации ПКС обеспечивается:

выполнением требований действующих в Республике Беларусь нормативных правовых актов, технических нормативных правовых актов в области использования атомной энергии, требований проекта ПКС и эксплуатационных документов;

квалификацией и дисциплиной работников (персонала);

системой организационно-технических мероприятий, предотвращающих последствия возможных ошибок персонала и несанкционированных действий, отказов оборудования, внешних воздействий природного и техногенного характера.

5. Для целей настоящих Правил используются следующие термины и их определения:

     авария   на   подкритическом   стенде  -  нарушение  нормальной
эксплуатации  ПКС, 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  ядерная  на  подкритическом  стенде  -  авария  на ПКС,
вызванная  нарушением  контроля  и  управления интенсивностью цепной
ядерной  реакции  деления, образованием критической массы в активной
зоне  подкритической сборки или при обращении с ядерными материалами
вне подкритической сборки;
     аварийная  защита  подкритического  стенда  -  защитная система
безопасности,   предназначенная   для   аварийного   останова   ПКС,
включающая  в  себя рабочие органы аварийной защиты и исполнительные
механизмы, обеспечивающие изменение их положения или состояния;
     взвод - изменение положения (состояния) рабочих органов системы
управления  и  защиты,  которое  приводит  к увеличению эффективного
коэффициента размножения нейтронов k    подкритической сборки;
                                    эфф

     загрузочные     устройства     подкритического     стенда     -
транспортно-технологическое  оборудование,  механизмы  и устройства,
используемые  для  загрузки  в  активную  зону подкритической сборки
ядерного топлива и (или) установки экспериментальных устройств;
     источник  нейтронов  внешний  -  используемое на подкритической
сборке   испускающее   нейтроны   устройство,   предназначенное  для
увеличения плотности потока нейтронов в активной зоне;
     канал   контроля   -  совокупность  датчика  (датчиков),  линии
передачи  и  средств  обработки  сигнала  и  отображения информации,
предназначенная для обеспечения контроля параметра;
     каналы контроля независимые - каналы контроля, не имеющие общих
(объединенных) элементов и отказ одного из которых не ведет к отказу
другого;
     максимально возможный эффективный коэффициент размножения
нейтронов  -  максимальная  величина  k   , которая при используемой
                                       эфф

конструкции  подкритической  сборки  может  быть  реализована  из-за
ошибочных  решений  персонала,  отказов  в  системах подкритического
стенда  или вследствие внешних воздействий; модификация (перестройка
или   замена)   подкритической  сборки  -  предусмотренные  проектом
подкритического стенда изменения состава или геометрии активной зоны
и (или) отражателя подкритической сборки;
     останов    подкритического   стенда   -   гашение   (уменьшение
интенсивности)  цепной  ядерной  реакции  деления  в  активной  зоне
подкритической   сборки   с   помощью   рабочего  органа  регулятора
реактивности  или других средств воздействия на реактивность (при их
наличии)  и (или) путем удаления из активной зоны внешнего источника
нейтронов (нормальный останов) или вследствие срабатывания аварийной
защиты (аварийный останов);
     ошибка  работников  (персонала)  -  единичное  непреднамеренное
неправильное   воздействие   на  управляющие  органы  или  единичный
непреднамеренный   пропуск   правильного   действия,  или  единичное
непреднамеренное  неправильное действие при техническом обслуживании
элементов систем, важных для безопасности;
     отказ   -   нарушение   работоспособности  систем  (элементов),
обнаруживаемое  визуально или средствами контроля и диагностирования
(видимый  отказ)  или  выявляемое только при проведении технического
обслуживания (скрытый отказ);
     подкритическая   сборка   -   комплекс  для  экспериментального
изучения  размножающей  нейтроны  среды, состав и геометрия которого
при  нормальной  эксплуатации  обеспечивают затухание цепной реакции
деления в отсутствии внешних источников нейтронов;
     подкритический  стенд  -  ядерная  установка, включающая в себя
подкритическую     сборку     и    комплекс    помещений,    систем,
экспериментальных устройств, располагающаяся в пределах определенной
проектом площадки;
     режим   временного  останова  подкритического  стенда  -  режим
эксплуатации  ПКС,  заключающийся в проведении работ по техническому
обслуживанию и подготовке экспериментальных исследований;
     режим  длительного  останова  подкритического  стенда  -  режим
эксплуатации  ПКС,  заключающийся  в проведении работ по консервации
отдельных  систем  и  поддержании  их  в работоспособном состоянии в
течение  времени, когда проведение экспериментальных исследований на
ПКС не планируется;
     режим  окончательного  останова  подкритического стенда - режим
эксплуатации  ПКС,  заключающийся в проведении работ по подготовке к
выводу   из  эксплуатации,  включая  выгрузку  ядерного  топлива  из
активной  зоны  подкритической  сборки и удаление ядерного топлива и
других ядерных материалов с площадки ПКС;
     режим  перестройки  -  работа  на  подкритическом  стенде,  при
которой производится перестройка активной зоны подкритической сборки
при  k     > 0,9, либо работа на подкритической сборке с неизвестным
      эфф

k   ;
 эфф

     режим  пуска  подкритического  стенда - режим эксплуатации ПКС,
при   котором   обеспечивается   необходимая  для  экспериментальных
исследований    интенсивность   цепной   ядерной   реакции   деления
увеличением   k     подкритической  сборки  и  (или)  использованием
               эфф

внешнего источника нейтронов;
     система  управления  и  защиты  (далее  -  СУЗ)  - совокупность
элементов  управляющих  систем  нормальной  эксплуатации,  аварийной
защиты  и  управляющей  системы  безопасности,  предназначенная  для
контроля и управления интенсивностью цепной ядерной реакции деления,
а  также  для  нормального  и  аварийного  останова  подкритического
стенда;
     системы   (элементы)   безопасности   -   системы   (элементы),
предназначенные для выполнения функций безопасности;
     системы   (элементы),   важные   для  безопасности,  -  системы
(элементы)  безопасности,  а  также  системы  (элементы)  нормальной
эксплуатации,   отказы   которых  нарушают  нормальную  эксплуатацию
исследовательской  ядерной  установки  или  препятствуют  устранению
отклонений от нормальной эксплуатации и могут привести к проектным и
запроектным авариям;
     физический   пуск   подкритического   стенда   -   этап   ввода
подкритического  стенда  в  эксплуатацию, включающий в себя загрузку
ядерного  топлива  в  активную  зону,  достижение  установленного  в
проекте   ПКС  значения  k     подкритической  сборки  и  проведение
                          эфф

исследования   нейтронно-физических   характеристик   подкритической
сборки с целью экспериментального подтверждения безопасности ПКС;
     ядерная  безопасность  подкритического  стенда  -  свойство ПКС
предотвращать ядерные аварии и ограничивать их последствия;
     ядерно-опасные   работы  на  подкритическом  стенде  -  работы,
которые  могут привести к ядерной аварии в случае нарушения пределов
и (или) условий безопасной эксплуатации при их выполнении.

6. Лица, нарушившие требования настоящих Правил, несут ответственность в установленном законодательством Республики Беларусь порядке.

Раздел II ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ПОДКРИТИЧЕСКОГО СТЕНДА, НАПРАВЛЕННЫЕ НА ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Глава 2 ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

7. Системы (элементы), важные для безопасности ПКС, должны проектироваться с учетом механических, химических и прочих внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также внешних воздействий природного и техногенного происхождения.

8. В проекте или эксплуатационной документации ПКС должны быть приведены:
     перечни  расчетных  программ,  используемых для прогнозирования
нейтронно-физических    характеристик    подкритической   сборки   и
обоснования ядерной безопасности подкритического стенда;
     эффективный  коэффициент  размножения  нейтронов  k    для всех
                                                        эфф

состояний  активной  зоны,  предусмотренных в проекте ПКС, с оценкой
погрешности,  характерной  для  используемых  расчетных методов, и с
учетом   неопределенности,   вносимой   возможными  технологическими
отклонениями  параметров  комплектующих  элементов  активной  зоны и
отражателя подкритической сборки от номинальных значений;
     максимально   возможный   эффективный  коэффициент  размножения

           max
нейтронов k   ;
           эфф

     реактивностные    эффекты,    в    том    числе   обусловленные
использованием    экспериментальных    устройств    и    заполнением
подкритической сборки водой (замедлителем);
     эффективность  рабочих  органов  системы  управления и защиты и
других   средств   воздействия   на   реактивность   в   случае   их
использования;
     условия   обеспечения  ядерной  безопасности  при  обращении  с
ядерными материалами вне подкритической сборки;
     оценка  последствий  возможных  ядерных аварий, включая аварию,
обусловленную   реализацией   максимально   возможного  эффективного

                                    max
коэффициента размножения нейтронов k   ;
                                    эфф

     перечень  ядерно-опасных работ при эксплуатации подкритического
стенда и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении.
     9.  Используемые  в  проекте подкритического стенда технические
решения должны обеспечивать:
     порционную  загрузку  (перегрузку)  ядерного топлива в активную
зону  подкритической  сборки  и  при  необходимости порционный залив
(слив) жидкости в случае ее использования;
     подкритичность  подкритической  сборки подкритического стенда в
режиме  временного  останова  не  менее  2% (эффективный коэффициент
размножения   нейтронов   k      <  0,98)  без  учета  отрицательной
                           эфф

реактивности, вносимой рабочим органом аварийной защиты;
     подкритичность  подкритической  сборки подкритического стенда в
режиме  длительного  останова  не  менее 5% (эффективный коэффициент
размножения нейтронов k    < 0,95);
                       эфф

     безопасность  подкритического стенда при любом исходном событии
проектных  аварий  с  наложением  одного  независимого  от исходного
события  отказа  или  одной  независимой от исходного события ошибки
персонала;
     сохранность  и  работоспособность  в  условиях проектных аварий
технических   средств,   используемых  для  регистрации  и  хранения
информации, необходимой для расследования аварии.
     10.  В  проекте  вновь  сооружаемых  ПКС должно быть определено
аппаратурно-методическое    измерение    эффективного   коэффициента
размножения нейтронов k    подкритической сборки.
                       эфф

11. Вносимые изменения в конструкцию действующего подкритического стенда в зависимости от характера и объема подразделяются на две категории:

реконструкция подкритического стенда (коренные переустройства, связанные с заменой активной зоны или изменением основных проектных решений);

замена отдельных или установка дополнительных элементов конструкции и систем подкритического стенда.

12. Реконструкция подкритического стенда проводится по техническому проекту на реконструкцию, согласованному с соответствующими органами государственного надзора.

Ввод реконструированного стенда в эксплуатацию проводится в соответствии с требованиями главы 11 настоящих Правил.

В организации, для которой разрабатывается новый подкритический стенд или реконструируется существующий, назначается специалист, контролирующий проектирование, изготовление и монтаж подкритического стенда.

13. Замена отдельных или установка дополнительных элементов конструкции и систем подкритического стенда допускается по техническим решениям, согласованным с проектной организацией и утвержденным руководителем эксплуатирующей организации. В техническом решении отражаются вносимые в конструкцию ПКС изменения, и дается оценка их возможного влияния на условия ядерной безопасности.

Глава 3 ПОДКРИТИЧЕСКАЯ СБОРКА И СИСТЕМЫ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ, ВАЖНЫЕ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ

14. Конструкция подкритической сборки должна исключать:

     не  предусмотренные  проектом  изменения  объема и конфигурации
активной   зоны   и   (или)   отражателя,  приводящие  к  увеличению
эффективного коэффициента размножения нейтронов k   ;
                                                 эфф

возможность несанкционированного перемещения ее узлов и деталей;

вывод ее в критическое состояние из-за уменьшения утечки нейтронов из активной зоны при приближении к ней технологического оборудования или персонала;

несанкционированный взвод (выброс) рабочих органов системы управления и защиты и экспериментальных устройств;

заклинивание и непреднамеренное расцепление рабочих органов системы управления и защиты с исполнительными механизмами рабочих органов системы управления и защиты.

15. В проекте ПКС должен быть проведен анализ реакции конструкции подкритической сборки на возможные внутренние и внешние воздействия природного или техногенного происхождения, возможные отказы или неисправности с целью выявления возможных нарушений пределов и (или) условий безопасной эксплуатации, при этом должны быть определены наиболее вероятные и опасные отказы и их возможные последствия.

16. В составе подкритической сборки должен быть предусмотрен внешний (пусковой) источник нейтронов, интенсивность которого должна быть выбрана таким образом, чтобы введение этого источника в подкритическую сборку сопровождалось увеличением показаний приборов каналов контроля плотности потока нейтронов не менее чем в 2 раза.

17. В проекте подкритического стенда для тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок) различного обогащения, тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок), отличающихся нуклидным составом, поглотителей нейтронов должна быть предусмотрена соответствующая маркировка (отличительные знаки).

     18.   Должна   быть   проанализирована  возможность  затопления
помещения  подкритической сборки водой. Если затопление помещения не
исключено и ведет к увеличению эффективного коэффициента размножения
нейтронов  k     подкритической  сборки,  то  помещение  должно быть
            эфф

оборудовано  сигнализатором  появления  воды  и  устройством  для ее
автоматического   удаления   в   случае  срабатывания  сигнализатора
появления воды.

Глава 4 УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

19. В составе управляющих систем нормальной эксплуатации должна быть предусмотрена часть системы управления и защиты, обеспечивающая контроль и управление интенсивностью ядерной цепной реакции деления. Указанная часть СУЗ должна включать:

устройство дистанционного перемещения внешнего источника нейтронов;

не менее двух независимых между собой каналов контроля плотности потока нейтронов с показывающими приборами, при этом, по меньшей мере, в составе одного канала контроля должна быть предусмотрена возможность записи изменения уровня плотности потока нейтронов подкритической сборки во времени;

системы управления исполнительными механизмами рабочих органов системы управления и защиты (в случае их использования), дистанционно перемещаемых загрузочных и экспериментальных устройств;

каналы контроля технологических параметров.

20. Диапазон контроля плотности потока нейтронов управляющей системой нормальной эксплуатации должен перекрывать весь диапазон изменения плотности потока нейтронов подкритической сборки, установленный проектом подкритического стенда.

В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады.

Страницы: | Стр. 1 | Стр. 2 | Стр. 3 | Стр. 4 | Стр. 5 |

Архіў дакументаў Папярэдні | Наступны