Стр. 3
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10 |
Стр.11 |
Стр.12 |
Стр.13 |
Стр.14 |
Стр.15
ЗАЩИТНЫЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
61. В проекте должен быть определен перечень проектных аварий,
требующих использования защитных СБ, включая систему останова и
систему аварийного отвода тепла, и должно быть показано соответствие
защитной СБ предъявляемым к ним требованиям.
62. Система останова исследовательского реактора и система
останова критической сборки могут включать в себя подсистемы, одна
или несколько из которых должны обеспечивать быстрый перевод в
подкритическое состояние (аварийную защиту) исследовательского
реактора или критической сборки.
63. Система останова ИЯУ должна обеспечивать удержание ее в
подкритическом состоянии в любых режимах нормальной эксплуатации и
при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.
64. Эффективность и быстродействие системы останова ИЯУ должны
быть достаточны для ограничения энерговыделения в активной зоне
уровнем, не приводящим к повреждению твэлов сверх установленных
пределов для нормальной эксплуатации или проектной аварии и
подавления положительной реактивности, возникающей в результате
проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетания
эффектов реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях
нормальной эксплуатации и проектных авариях.
65. Для подкритической сборки допускается отсутствие систем
останова в случае, если при любых исходных событиях аварий и отказах
по общей причине исключается достижение подкритической сборкой
критического состояния.
66. Перевод ИЯУ в подкритическое состояние системой останова не
должен зависеть от наличия энергопитания.
67. Кроме автоматического срабатывания, должна быть
предусмотрена возможность автоматизированного включения отдельных
подсистем системы останова по инициативе работников (персонала) на
рабочем месте оператора ИЯУ и на месте загрузки ядерного топлива.
68. Система аварийного отвода тепла из активной зоны
исследовательского реактора должна предотвращать повреждение
ядерного топлива и других элементов активной зоны при любом исходном
событии, учитываемом проектом, в том числе при нарушении целостности
границ первого контура.
69. Для находящегося в подкритическом состоянии
исследовательского реактора должны быть предусмотрены меры по
предотвращению выхода в критическое состояние и превышения
допустимого давления в системах контура теплоносителя при включении
и работе системы аварийного отвода тепла из активной зоны.
70. Срабатывание защитных СБ не должно приводить к отказам
оборудования систем нормальной эксплуатации.
71. Проектом должна быть обеспечена работоспособность защитных
СБ в экстремальных условиях (пожар, затопление помещений и другое).
ГЛАВА 8
ЛОКАЛИЗУЮЩИЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
72. Для предотвращения выхода радиоактивных веществ и
ионизирующего излучения при нормальной эксплуатации, ее нарушениях и
авариях за установленные проектом границы на ИЯУ должны быть
предусмотрены локализующие СБ в виде герметичного помещения,
емкостей, поддонов для хранения и проведения работ с радиоактивными
веществами.
73. В проекте должна быть обоснована степень допустимой
негерметичности помещений локализующих СБ и указаны способы ее
достижения.
74 Соответствие фактической герметичности помещений
локализующих СБ проектной должно быть подтверждено до загрузки
активной зоны ИЯУ ядерными материалами и регулярно проверяться в
процессе эксплуатации.
75. Все пересекающие контур герметизации коммуникации, через
которые при аварии возможен недопустимый выход радиоактивных веществ
за границы помещений локализующих СБ, должны быть оборудованы
изолирующими элементами.
76. При разработке локализующих СБ реакторной установки должна
быть предусмотрена необходимость использования в зоне локализации
возможной аварии элементов локализующей СБ, выполняющих следующие
основные функции:
снижение давления;
отвод тепла;
снижение концентрации радиоактивных веществ;
контроль концентрации взрывоопасных газов;
поддержание концентрации взрывоопасных газов и аэрозолей ниже
нижнего концентрационного предела распространения пламени.
Применение (неприменение) этих или других функций
устанавливается проектом и должно быть представлено в разделе «Отчет
по обоснованию безопасности ИЯУ».
ГЛАВА 9
УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
77. Управляющие СБ должны обеспечивать автоматическое и
автоматизированное выполнение функций безопасности и вводить в
действие защитные СБ при возникновении условий, предусмотренных
проектом.
78. Проектом может предусматриваться объединение измерительных
каналов управляющих СБ и управляющих систем нормальной эксплуатации,
при этом должно быть доказано, что повреждение или отказ в
управляющих системах нормальной эксплуатации не повлияют на
способность управляющих СБ выполнять функции безопасности.
79. Каждая управляющая СБ должна обеспечивать выполнение
функций безопасности не менее чем по двум измерительным каналам
своего технологического параметра во всем проектном диапазоне его
изменения.
80. Допустимость и условия вывода из работы одного из
измерительных каналов управляющих СБ должны быть обоснованы в
проекте.
81. Данные, полученные от средств регистрации управляющих СБ,
должны быть достаточными для выявления и фиксации:
исходного события, явившегося причиной нарушения
эксплуатационных пределов или пределов безопасной эксплуатации ИЯУ,
и времени его возникновения;
изменений технологических параметров в процессе развития
аварий;
действий СБ;
действий работников (персонала) пункта управления.
82. Проект должен сокращать возможность ложных срабатываний
управляющих СБ до минимума.
83 Отказ в цепи автоматического включения не должен
препятствовать автоматизированному включению СБ.
84. Для управляющих СБ должны предусматриваться:
непрерывная автоматическая диагностика работоспособности;
периодическая диагностика исправности каналов управляющих СБ и
диагностика систем (элементов) с пультов (щитов) пункта управления в
соответствии с пунктом 25 настоящих Правил.
85. Отказы технических и программных средств и повреждения
управляющих СБ должны приводить к появлению сигналов на пультах
пункта управления и вызывать действия, направленные на обеспечение
безопасности ИЯУ.
86. Отказ элементов отображения, регистрации, информации и
диагностики не должен влиять на выполнение управляющих СБ своих
защитных функций.
87. Обоснование надежности управляющих СБ в проекте должно
проводиться с учетом потока требований на срабатывание систем и с
учетом возможных отказов по общей причине.
88. Для управляющих СБ в проекте должен быть выполнен анализ в
объеме, аналогичном требованиям пунктом 52 настоящих Правил.
ГЛАВА 10
ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
89. В проекте должны быть предусмотрены необходимые
обеспечивающие СБ, выполняющие функции энергоснабжения и снабжения
систем безопасности рабочей средой и создания требуемых условий их
функционирования.
90. Обеспечивающие СБ должны иметь показатели надежности
выполнения заданных функций, достаточные для того, чтобы в
совокупности с показателями надежности СБ, которые они обеспечивают,
достигалась необходимая надежность функционирования последних.
91. Выполнение обеспечивающими СБ функций, приведенных в пункте
89 настоящих Правил, должно иметь безусловный приоритет над
действием внутренних защит элементов обеспечивающих СБ, если это не
приводит к более тяжелым последствиям аварий при невыполнении
указанных функций безопасности. Перечень не отключаемых внутренних
защит элементов обеспечивающих СБ должен быть обоснован в проекте.
92. В проекте должны быть обоснованы категории
электроприемников ИЯУ по надежности электроснабжения, максимально
допустимый перерыв в электроснабжении, а также тип автономных
источников питания системы аварийного электроснабжения.
Электроприемники, как правило, должны относиться к первой
категории по надежности электроснабжения, а система управления и
защиты к особой группе электроприемников (в соответствии с
законодательством регламентирующим требования технической
эксплуатации электроустановок).
93. В проекте должно быть показано, что аварийное
электроснабжение обеспечивает выполнение функций безопасности при
проектных и запроектных авариях на других СБ.
94. Проектом должны быть предусмотрены необходимые и
достаточные средства для противопожарной защиты ИЯУ, в том числе
средства обнаружения и тушения горения замедлителя и теплоносителя.
ГЛАВА 11
ПУНКТ УПРАВЛЕНИЯ
95. В составе проекта должен быть предусмотрен пункт
управления, работники (персонал) которого осуществляют
автоматизированное управление технологическим процессом, системами
нормальной эксплуатации и СБ.
96. В пункте управления должны быть предусмотрены:
средства контроля за уровнем плотности нейтронного потока и
скорости его изменения во всех режимах эксплуатации ИЯУ, включая
операции по загрузке (перегрузке) ядерного топлива;
средства управления уровнем плотности нейтронного потока;
указатели положения рабочих органов систем управления и защиты
и средства контроля за состоянием систем останова;
системы информационной поддержки оператора, обеспечивающие
предоставление работникам (персоналу) пункта управления информации о
текущем состоянии ИЯУ, объем и качество которой должны быть
достаточными для принятия оперативных обоснованных решений во всех
режимах эксплуатации ИЯУ;
средства предупредительной и аварийной сигнализации.
97. Проектом должна быть обоснована достаточность мер по
обеспечению нормальной деятельности работников (персонала) пункта
управления во всех режимах эксплуатации ИЯУ и при проектных авариях.
98. Выбор и расположение приборов, дисплеев, ключей управления
и иного в пункте управления должны проводиться с учетом требований
эргономики.
99. Для исследовательского реактора и критической сборки должно
быть предусмотрено наличие резервного пункта управления, который
используется в случае отсутствия возможности управления системами
исследовательского реактора (критической сборки) из основного пункта
управления.
Для критической сборки допускается отсутствие резервного пункта
управления, если показана возможность выполнения из основного пункта
управления функций, перечисленных выше, при нарушениях нормальной
эксплуатации и при проектных авариях.
100. Техническими мерами должна быть исключена возможность
управления ИЯУ одновременно из основного пункта управления и
резервного пункта управления.
101. Должны быть обеспечены живучесть и обитаемость резервного
пункта управления и возможность выполнения из резервного пункта
управления следующих функций:
перевод исследовательского реактора (критической сборки) в
подкритическое состояние;
аварийное расхолаживание исследовательского реактора в случаях,
определенных проектом;
контроль состояния исследовательского реактора (критической
сборки) и радиационной обстановки в процессе проведения мероприятий
по ликвидации аварии.
102. Отказы по общей причине не должны приводить к
одновременному отказу цепей контроля и управления из основного
пункта управления и из резервного пункта управления.
103. При техническом оснащении основного и резервного пунктов
управления, а также при разработке управляющей системы нормальной
эксплуатации и управляющей системы безопасности следует использовать
блочно-модульное построение с целью обеспечения возможности их
поэтапного совершенствования.
ГЛАВА 12
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА
104. В проекте ИЯУ должны быть определены назначение, порядок
монтажа (демонтажа) и условия безопасной эксплуатации
экспериментальных устройств.
105. Экспериментальные устройства, отказ которых может служить
исходным событием аварии, должны проектироваться с учетом
требований, предъявляемых к системам, важным для безопасности.
106. Конструкция экспериментальных устройств должна исключать
возможность непредусмотренного изменения реактивности при их монтаже
(демонтаже) и эксплуатации.
107. Экспериментальные устройства должны иметь утвержденную в
установленном порядке техническую документацию, включая расчетную и
в необходимых случаях экспериментальную оценку их влияния на
реактивность, распределение полей энерговыделения в активной зоне и
эффективность рабочих органов системы управления и защиты.
108. Основные параметры экспериментальных устройств, влияющие
на безопасность ИЯУ, должны быть выведены в основной пункт
управления.
109. В проекте должно предусматриваться обеспечение
радиационной безопасности работников (персонала), занятых
обслуживанием экспериментальных устройств.
110. В проекте выбор и планировка помещений для горячей камеры,
лаборатории активационных измерений и их оснащение оборудованием и
техническими средствами, выбор маршрутов и разработка
технологической оснастки для транспортирования облученных в
экспериментальных устройствах изделий должны проводиться с позиции
минимизации дозовых нагрузок на работников (персонал).
111. Обеспечение, безопасности при эксплуатации
экспериментальных устройств должно быть обосновано в Отчете по
обоснованию безопасности исследовательской ядерной установки.
112. В проекте должны быть учтены вопросы вывода
экспериментальных устройств из эксплуатации.
ГЛАВА 13
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
113. В проекте с учетом возможного радиационного воздействия
ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду должен
быть определен объем радиационного контроля на ИЯУ, санитарно-
защитной зоне и зоне наблюдения при нормальной эксплуатации ИЯУ и
нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.
114. В проекте должны предусматриваться технические средства,
методы и способы, достаточные для:
выявления нарушений целостности физических барьеров;
контроля радиоактивных выбросов (сбросов) в окружающую среду
(количество и радионуклидный состав);
обеспечения отбора проб парогазовой среды (газовой, воздушной)
из помещений исследовательской ядерной установки при нормальной
эксплуатации и авариях;
определения, оценки и прогнозирования радиационной обстановки в
помещениях ИЯУ, санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
определения, оценки и прогнозирования величин эквивалентных доз
внешнего и внутреннего облучения работников (персонала) и всех лиц,
находящихся в пределах санитарно-защитной зоны;
радиационного контроля работников (персонала), а также
транспортных средств и материалов на границе площадки ИЯУ;
функционирования необходимой части системы радиационного
контроля реакторной установки и критического стенда в условиях,
создаваемых запроектной аварией с наиболее тяжелой радиационной
обстановкой на ИЯУ;
прогнозирования радиационной обстановки на местности по следу
распространения радиоактивного выброса в атмосферу в процессе
развития запроектной аварии в реакторной установке и критическом
стенде с целью принятия решений о защите населения с учетом
регламентированных критериев для их принятия;
регистрации и хранения информации, необходимой для
расследования причин аварии;
своевременного информирования республиканских органов
государственного управления о необходимости их готовности к принятию
мер по защите населения.
115. Радиационный контроль должен быть обеспечен необходимым
комплексом технических средств:
стационарной и переносной радиометрической, дозиметрической,
спектрометрической аппаратурой;
средствами индивидуального дозиметрического контроля;
средствами обработки, анализа, хранения и передачи информации.
РАЗДЕЛ III
СООРУЖЕНИЕ, ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ, ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ
ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
ГЛАВА 14
ОРГАНИЗАЦИОННЫЕ И ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕРОПРИЯТИЯ
116. Целью организационных и технических мероприятий по вводу в
эксплуатацию ИЯУ является проверка соответствия технических
характеристик сооруженной ИЯУ характеристикам, установленным в
проекте.
117. Сооружения ИЯУ, изготовление и монтаж систем и
оборудования ИЯУ должны выполняться в соответствии с рабочей
документацией.
118. Строительные конструкции, оборудование, изделия и средства
автоматизации, в том числе технические средства физической защиты,
подлежащие обязательной сертификации, должны иметь сертификат
соответствия.
119. Контроль качества и приемка выполненных работ и готовых
элементов, систем и оборудования должны вестись в соответствии с
требованиями нормативной и рабочей документации и программами
обеспечения качества.
120. До ввода в эксплуатацию и при эксплуатации ИЯУ
эксплуатирующая организация обязана:
разработать Инструкцию по обеспечению радиационной безопасности
и установить контрольные уровни;
получить и в установленные сроки пересматривать санитарный
паспорт;
обеспечить учет доз облучения работников (персонала),
разрабатывать и реализовывать мероприятия по снижению доз облучения
и численности облучаемых лиц;
организовать физическую защиту ИЯУ, учет и контроль ядерных
материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов.
121. Эксплуатирующая организация должна обеспечить разработку
программы ввода ИЯУ в эксплуатацию, определяющую:
основные этапы работ по вводу в эксплуатацию;
исходное состояние ИЯУ до начала предстоящего этапа работ по
вводу в эксплуатацию;
состав и требования к документации, необходимой на каждом из
этапов ввода ИЯУ в эксплуатацию.
122. Программа ввода в эксплуатацию критического
(подкритического) стенда должна предусматривать последовательную
реализацию этапа пусконаладочных работ и этапа физического пуска.
123. На этапе пусконаладочных работ должны проверяться
работоспособность и соответствие проекту каждой из систем ИЯУ в
отдельности и проводиться комплексная проверка систем при их
взаимодействии.
124. На этапе физического пуска, включающего загрузку ядерных
материалов в активную зону, должно проверяться соответствие
нейтронно-физических характеристик ИЯУ проекту.
125. Для реакторной установки, кроме этапа пусконаладочных
работ и физического пуска, ввод в эксплуатацию должен
предусматривать этап энергетического пуска, где должны быть
выполнены следующие основные работы:
исследование влияния мощности и температуры на отдельные
нейтронно-физические характеристики, измеренные при физическом
пуске;
исследование характеристик экспериментальных устройств
(плотности нейтронного потока на выходе из экспериментальных каналов
отражателя, плотности нейтронного потока в экспериментальном канале
активной зоны и другое);
измерение радиационной обстановки на площадке реакторной
установки.
Достижение установленных в проекте реакторной установки
номинальных параметров при энергетическом пуске следует проводить в
несколько этапов, отличающихся мощностью, длительностью работы на
мощности, параметрами импульса мощности для реакторной установки с
импульсным реактором и иное.
126. По результатам пусконаладочных работ, физического и
энергетического пусков ИЯУ эксплуатирующая организация должна
обеспечить внесение изменений в конструкторскую документацию, в
раздел «Отчет по обоснованию безопасности ИЯУ», технологический
регламент и эксплуатационные документы.
ГЛАВА 15
ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
127. Эксплуатирующая организация должна:
127.1. разработать организационную структуру, учитывающую
количество и специфику ИЯУ и предусматривающую:
руководителя ИЯУ, который несет прямую ответственность за
безопасность ИЯУ;
работников (персонал), обеспечивающих ведение технологического
процесса;
работников (персонал), обеспечивающих техническое обслуживание
и ремонт оборудования и аппаратуры, поддержание оборудования и
аппаратуры в исправном состоянии и замену в случае необходимости;
службу, обеспечивающую метрологическую аттестацию средств
измерений;
службы, контролирующие состояние ядерной и радиационной
безопасности, промышленной безопасности и пожарной безопасности;
работников (персонал), осуществляющих контроль за разработкой и
выполнением программ обеспечения качества;
службу безопасности, обеспечивающую функционирование системы
физической защиты;
127.2. наделить руководство необходимыми полномочиями и
обеспечить соответствующими материально-техническими ресурсами,
нормативными правовыми актами и техническими нормативными правовыми
актами и научно-технической поддержкой;
127.3. определить порядок подготовки работников (персонала),
включая программу обучения и прохождения стажировки, периодичность
экзаменов и инструктажей, отработку практических навыков управления
ИЯУ и эксплуатации экспериментальных устройств, отработку действий
работников (персонала) в случае нарушения нормальной эксплуатации,
предаварийных ситуаций и аварий.
Программа обучения должна содержать раздел, посвященный
формированию у работников (персонала) культуры безопасности;
127.4. обеспечить разработку отчета по обеспечению безопасности
ИЯУ, технологического регламента и руководства по эксплуатации.
127.5. обеспечивать сбор, обработку, анализ, систематизацию и
хранение информации о нарушениях в работе ИЯУ на протяжении всего
срока эксплуатации, а также ее оперативную передачу другим
организациям в установленном порядке;
127.6. осуществлять внутренний контроль за обеспечением
безопасности и физической защиты исследовательской ядерной
установки. Результаты контроля должны отражаться в годовых отчетах
по оценке текущего состояния безопасности ИЯУ.
128. Обязанности, права и объем знаний законодательных актов по
ядерной, радиационной, промышленной безопасности для работников
(персонала) и руководства ИЯУ должны быть определены в
соответствующих положениях и должностных инструкциях.
129. Руководство ИЯУ должно обеспечить разработку инструкций по
эксплуатации систем, технологического оборудования и
экспериментальных устройств ИЯУ, которые должны содержать конкретные
указания работникам (персоналу) о способах ведения работ при
нормальной эксплуатации ИЯУ и предаварийных ситуациях, определять их
действия при проектных и запроектных авариях.
130. Порядок ведения и хранения эксплуатационных документов
устанавливается с учетом требований нормативных правовых актов и
технических нормативных правовых актов. Проект, исполнительная
документация на изготовление оборудования, акты испытаний и
исполнительная документация на техническое обслуживание и ремонт
систем безопасности и систем, важных для безопасности, отнесенных к
классам безопасности 1 и 2, должны храниться в течение всего срока
эксплуатации ИЯУ.
131. Имевшие место нарушения пределов и условий безопасной
эксплуатации ИЯУ, включая аварии и инциденты, должны расследоваться
в соответствии с требованиями актов законодательства в области
использования атомной энергии. Эксплуатирующая организация должна
разрабатывать и реализовывать мероприятия, предотвращающие
повторение нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации по
одним и тем же причинам.
132. При достижении установленного срока эксплуатации и
актуальности дальнейшего проведения экспериментальных исследований
на ИЯУ эксплуатирующая организация должна решить вопрос о продлении
ее срока эксплуатации.
ГЛАВА 16
ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
133. Эксплуатация ИЯУ в режиме пуска и работа на мощности
должна проводиться в соответствии с технологическим регламентом,
руководством по эксплуатации и в объеме программы экспериментальных
исследований, утвержденной руководством эксплуатирующей организации.
134. Эксплуатация критических и подкритических стендов в режиме
пуска должна проводиться в соответствии с руководством по
эксплуатации ИЯУ и в объеме:
принципиальной программы экспериментальных исследований,
утвержденной руководством эксплуатирующей организации, где должны
быть определены цели и задачи каждого из этапов исследований,
отличающихся используемыми экспериментальными устройствами и (или)
методическим обеспечением;
рабочей программы, утвержденной руководством ИЯУ и охватывающей
один тип экспериментов, предусмотренных принципиальной программой
экспериментальных исследований и связанных с использованием,
например, определенных экспериментальных устройств или проведением
пусков с одинаковыми мощностными или реактивностными
характеристиками ИЯУ. Рабочая программа должна содержать перечень
используемых экспериментальных устройств, порядок и методику
проведения экспериментов, ожидаемые эффекты реактивности и меры по
обеспечению безопасности с учетом специфики предстоящих работ.
135. Режим пуска и работа на мощности должны быть прекращены и
ИЯУ переведена в режим временного останова согласно пунктам 136, 137
настоящих Правил, если при пуске ИЯУ или при работе на мощности не
обеспечивается соблюдение пределов и условий безопасной
эксплуатации.
136. В режиме временного останова техническое обслуживание
должно проводиться в соответствии с инструкциями, программами и
графиками, разработанными руководством ИЯУ на основе конструкторской
документации и эксплуатационных документов ИЯУ. При этом должны
учитываться требования проекта к условиям вывода систем безопасности
на техническое обслуживание, ремонт и испытания.
Все выполняемые работы должны документироваться.
137. В режиме временного останова реакторной установки, в том
числе при проведении ремонта или замене оборудования и
экспериментальных устройств, влияющих на реактивность, имеющиеся
технические средства должны обеспечивать контроль плотности
нейтронного потока и основных технологических параметров
исследовательского реактора.
138. После завершения ремонтных работ системы, важные для
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10 |
Стр.11 |
Стр.12 |
Стр.13 |
Стр.14 |
Стр.15
|
