Стр. 6
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
80. В проекте горячей камеры должны быть предусмотрены
специальные места для хранения просыпей ОЯТ.
81. Дренажи, в которые сливаются дезактивирующие растворы,
должны быть оборудованы фильтрами-отстойниками безопасной геометрии.
Должны быть предусмотрены также емкости-отстойники безопасной
геометрии, предназначенные для осаждения из дезактивирующих
растворов мелких частиц ОЯТ, прошедших через фильтры-отстойники.
Объем емкостей отстойников должен быть рассчитан на весь срок службы
горячей камеры.
82. Фильтры вентиляционной системы горячей камеры должны по
возможности иметь безопасную геометрию. При использовании фильтров
опасной геометрии должен быть обеспечен контроль накопления ОЯТ в
фильтрах с помощью стационарных или переносных приборов.
83. Эксплуатирующая организация должна обеспечивать проверку
работоспособности приборов контроля технологических параметров,
блокировок и радиационного контроля.
ГЛАВА 7
ТРЕБОВАНИЯ К ТРАНСПОРТНЫМ УПАКОВОЧНЫМ КОМПЛЕКТАМ ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И ТРАНСПОРТНЫМ ОПЕРАЦИЯМ С НИМИ
84. При проектировании объекта атомной энергетики должны быть
предусмотрены места, оборудование для подготовки ТУК с ОЯТ к
отправке за пределы объекта и меры по дезактивации ТУК. Перед
отправкой должен быть проведен радиационный контроль ТУК и
специальных поездов по уровню излучения и поверхностному
радиоактивному загрязнению.
85. Конструкция ТУК для транспортировки и хранения ОЯТ на
объекте атомной энергетики и конструкция ТУК для транспортировки ОЯТ
должны удовлетворять требованиям действующих нормативных правовых
актов и технических нормативных правовых актов в области ядерной и
радиационной безопасности при перевозке ядерных материалов.
Технические проекты ТУК должны быть согласованы с органами
государственного надзора.
86. Конструкция ВТУК должна обеспечивать такое расположение ТВС
внутри ВТУК, чтобы kэфф не превышал 0,95 при таком количестве,
плотности и распределении замедлителя, которое приводит к
максимальному kэффmax в результате исходных событий, в том числе при
падении ВТУК с максимально возможной высоты при транспортно-
технологических операциях. При этом должно быть исключено выпадение
ТВС из ВТУК.
87. Запрещается транспортировка ТУК и ВТУК над местами
размещения ОЯТ. Если для существующих хранилищ это требование не
выполняется, то хранимые ТВС должны быть защищены от повреждений,
связанных с падением ТУК или ВТУК.
88. Высота подъема и перемещения ТУК или ВТУК должна быть по
возможности минимальной. Допускается подъем ТУК на высоту больше 9 м
при выполнении одного из следующих требований:
нагрузки на ТУК и ТВС при падении с высоты больше 9 м на
реальное основание должны быть не выше, чем нагрузки, которые
возникают при падении с 9 м на жесткое основание;
должны быть предусмотрены промежуточные ступени подъема,
расстояние между которыми не превышает 9 м для ТУК и меньше
расчетного для ВТУК. Подъем должен осуществляться над амортизатором,
который уменьшает нагрузки на ТУК и ТВС в случае падения до
нагрузок, которые возникают при падении с 9 м на жесткое основание;
должна быть предусмотрена независимая страхующая система
подъема, причем обе системы должны отдельно обеспечивать подъем
полностью загруженного ТУК или ВТУК.
При анализе безопасности необходимо принимать во внимание
наибольшую высоту в процессе подъема и перемещения.
ГЛАВА 8
АНАЛИЗ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
89. Анализ ядерной безопасности должен проводиться с учетом
условий, при которых система хранения и обращения с ОЯТ имеет
максимальный эффективный коэффициент размножения нейтронов в
соответствии с требованиями настоящих Правил.
90. При наличии в хранилище ОЯТ с различной степенью обогащения
считать, что все топливо имеет максимальное обогащение.
91. При наличии ОЯТ с различным изотопным составом плутония
необходимо рассматривать такой состав ОЯТ, который приводит к
максимальному коэффициенту размножения нейтронов.
92. Необходимо рассматривать максимальную проектную емкость
хранилищ.
93. Должны быть учтены погрешности методов расчета,
концентрации и изотопного состава поглотителей, допуски при
изготовлении.
94. Наличием поглощающих элементов в ТВС или конструкциях
стеллажей следует пренебречь, если они не закреплены или их
эффективность снижается в результате исходных событий.
95. Необходимо учитывать изменение геометрии ТВС или их
расположения в результате исходных событий.
96. Необходимо учитывать такое количество, распределение и
плотность замедлителя (в частности, воды) в системе в результате
исходных событий, которое приводит к максимальному kэфф.
97. Необходимо предполагать наличие отражателя.
98. При изменении температуры в условиях нормальной
эксплуатации и при исходных событиях необходимо рассматривать
состояние, которое приводит к максимальному kэфф.
99. Необходимо учитывать возможность увеличения коэффициента
размножения нейтронов при выгорании ядерного топлива вследствие
изменения его нуклидного состава в процессе выгорания, связанного с
накоплением ядерно-опасных делящихся нуклидов. ОЯТ должно
рассматриваться как свежее, если коэффициент размножения нейтронов
при выгорании уменьшается, за исключением случаев, когда глубина
выгорания используется как параметр ядерной безопасности и контроль
ее осуществляется с помощью специальных установок.
100. Для ТВС, содержащих выгорающие поглотители, необходимо
предполагать, что поглотители отсутствуют.
101. Для хранилищ с гомогенными поглотителями (борированной
водой) необходимо предполагать, что поглотитель отсутствует.
102. Необходимо учитывать возможность образования пароводяной
смеси в ТУК и в связи с этим увеличения коэффициента размножения
нейтронов при расхолаживании, в процессе заполнения или слива воды.
При сухой транспортировке необходимо учитывать наличие остаточной
воды в ТУК.
ГЛАВА 9
ОБЕСПЕЧЕНИЕ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ КОМПЛЕКСА
103. Обеспечение физической защиты комплекса должно
осуществляться на всех этапах его проектирования, сооружения,
эксплуатации и вывода из эксплуатации, а также при обращении с ОЯТ,
в том числе, при транспортировке.
104. Физическая защита 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.
105. Система физической защиты должна включать организационные
мероприятия, инженерно-технические средства, действия подразделений
охраны.
106. Организация, эксплуатирующая комплекс, должна принять
необходимые меры по защите информации об организации и
функционировании физической защиты.
107. На комплексе должна быть определена объектовая проектная
угроза, учитывающая специфику установки, особенности эксплуатации,
уровень подготовки персонала, сил реагирования и другие факторы.
108. В зависимости от категории хранящегося ОЯТ, особенностей
комплекса должны быть предусмотрены соответствующие охранные зоны:
особо опасная зона, внутренняя или особо важная зона, охраняемая
зона. 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.
109. Ответственность за обеспечение физической защиты комплекса
с ОЯТ как ядерно-опасного объекта несет руководитель эксплуатирующей
организации.
ГЛАВА 10
ПРОВЕРКА И ИНСПЕКЦИЯ СОСТОЯНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА
110. Республиканский орган государственного управления и
подчиненная ему организация, занимающаяся эксплуатацией хранилищ и
его систем, оборудования для транспортировки, перегрузки ОЯТ, должны
обеспечивать проведение необходимых организационных и 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 ОЯТ. Акт комиссии
утверждается руководителем эксплуатирующей организации и
направляется в органы государственного контроля и вышестоящую
организацию.
112. Государственный надзор за безопасностью при хранении и
транспортировке ОЯТ осуществляется Проматомнадзором.
РАЗДЕЛ III
ТРЕБОВАНИЯ К ДОКУМЕНТАЦИИ КОПЛЕКСА
ГЛАВА 11
ТРЕБОВАНИЯ К СОДЕРЖАНИЮ И СОГЛАСОВАНИЮ ПРОЕКТОВ В ЧАСТИ ХРАНЕНИЯ,
ТРАНСПОРТИРОВКИ, ПЕРЕГРУЗКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
113. В составе проектов комплексов атомной энергетики должны
быть разделы, содержащие:
описание операций по обращению с ОЯТ;
описание и чертежи оборудования комплекса;
компоновочные решения;
нормы хранения, транспортировки, перегрузки;
обоснование безопасности;
описание системы аварийной сигнализации о возникновении
самоподдерживающейся цепной реакции, если система аварийной
сигнализации требуется;
описание системы радиационного контроля;
описание средств извещения о пожаре, системе пожаротушения или
первичных средств пожаротушения и охранной сигнализации.
114. Проект объекта атомной энергетики в части хранения,
транспортировки, перегрузки ОЯТ или проект отдельного комплекса
представляется на согласование в Проматомнадзор.
115. Изменение норм хранения и транспортировки ОЯТ, а также
модернизация комплекса должны быть оформлены как изменения проекта,
согласованы и утверждены в том же порядке, что и проект.
116. Технический проект внутриобъектового ТУК для ОЯТ должен
содержать раздел «Обоснование безопасности». В разделе должны быть
приведены расчеты ядерной безопасности ВТУК в соответствии с
требованиями настоящих Правил, результаты моделирования повреждений
при аварии, связанной с падением, доказательства невозможности
расплавления ОЯТ или недопустимого повышения давления во ВТУК с
учетом остаточного тепловыделения.
117. 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.
118. Материалы технического проекта ВТУК для ОЯТ должны быть
согласованы с Проматомнадзором.
ГЛАВА 12
ТРЕБОВАНИЯ К ДОКУМЕНТАЦИИ ПО ХРАНЕНИЮ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ
ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
119. Организациям, эксплуатирующим систему хранения и обращения
с ОЯТ, следует руководствоваться:
материалами проекта комплекса;
настоящими Правилами;
перечнем нормативных правовых актов, регламентирующих
требования безопасности исследовательских ядерных установок;
Инструкцией по обеспечению ядерной безопасности при хранении,
транспортировке, перегрузке ОЯТ на комплексе.
120. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при
хранении, транспортировке, перегрузке ОЯТ на комплексе
разрабатывается эксплуатирующей организацией на основе требований
технологического регламента эксплуатации комплекса, в которой 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 ОЯТ;
перечень участков хранения ОЯТ и оборудования для хранения,
транспортировки, перегрузки;
нормы хранения, транспортировки, перегрузки ОЯТ;
исходные события, аварийные состояния в соответствии с
требованиями настоящих Правил, технические меры и организационные
мероприятия безопасности;
порядок ликвидации пожаров;
порядок оповещения персонала о возникновении самоподдерживающей
цепной реакции;
перечень действий персонала при возникновении исходных событий
и по ликвидации последствий проектных аварий.
121. Эксплуатирующей организации необходимо иметь следующие
документы по учету ОЯТ:
картограмму расположения ОЯТ в хранилищах;
технические условия и паспорта на ТВС;
перечень проектных параметров, систем, узлов, обеспечивающих
безопасность, изменение которых должно согласовываться с Генеральным
проектировщиком, Главным конструктором, научным руководителем,
органами государственного надзора. Перечень должен быть в составе
проекта;
технические решения по изменениям к проектам системы хранения и
обращения с ОЯТ;
техническую документацию и эксплуатационные инструкции на
действующее оборудование;
Инструкцию по ликвидации последствий аварии, разработанную
эксплуатирующей организацией и согласованную с органами
государственного надзора;
акты приема в эксплуатацию хранилищ ОЯТ;
акты комиссий по проверке состояния ядерной безопасности;
журнал распоряжений и замечаний по ядерной безопасности для
хранилища ОЯТ;
документацию по подготовке и аттестации персонала:
программы подготовки;
протоколы сдачи экзаменов;
приказ по организации о допуске к работе персонала, сдавшего
экзамены на рабочие места;
должностные инструкции.
РАЗДЕЛ IV
ЭКСПЛУАТАЦИЯ КОМПЛЕКСА
ГЛАВА 13
ВВОД КОМПЛЕКСА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ
122. Ввод в эксплуатацию комплекса проводится при наличии
разрешения уполномоченных республиканских органов государственного
управления.
123. Проверка готовности хранилища перед пуском проводится:
комиссией эксплуатирующей организации;
межведомственной комиссией в составе представителей
эксплуатирующей организации, органов, осуществляющих государственный
санитарный надзор, надзор и контроль в области ядерной и
радиационной безопасности.
124. Строительные конструкции, оборудование, изделия и средства
автоматизации, подлежащие сертификации, должны иметь сертификат
соответствия.
125. Контроль качества и приемка выполненных работ должны
вестись в соответствии с требованиями нормативной и рабочей
документации и программами обеспечения качества.
126. Комиссия эксплуатирующей организации, назначенная приказом
руководителя данной организации, проверяет:
соответствие выполненных работ проекту;
работоспособность оборудования, наличие протоколов испытаний
оборудования и актов об окончании пусконаладочных работ;
наличие необходимой документации в соответствии с главой 12
настоящих Правил и ее соответствие проекту;
подготовленность персонала, наличие протоколов сдачи экзаменов
персоналом и приказ о допуске его к работе.
127. Решение комиссии оформляется актом.
128. Межведомственная комиссия устанавливает соответствие
принимаемого комплекса проекту, требованиям действующих норм и
правил, необходимым условиям физической защиты, на основе чего
принимается решение о возможности эксплуатации комплекса. Акт
приемки комплекса в эксплуатацию является основанием для выдачи
санитарного паспорта на право работ с источниками ионизирующего
излучения.
129. Эксплуатирующая организация разрешает эксплуатацию
комплекса на основании акта государственной комиссии о приемке
комплекса в эксплуатацию при наличии соответствующей документации,
оформленной в органах государственного надзора.
ГЛАВА 14
ЭКСПЛУАТАЦИЯ КОМПЛЕКСА
130. Для эксплуатации комплекса эксплуатирующая организация
должна разработать организационную структуру, предусматривающую:
руководителя комплекса, который несет прямую ответственность за
организацию работ на комплексе и его безопасность;
персонал, обеспечивающий ведение технологического процесса на
комплексе;
персонал, обеспечивающий техническое обслуживание и ремонт
оборудования (аппаратуры), поддержание оборудования (аппаратуры) в
исправном состоянии и замену в случае необходимости;
персонал, обеспечивающий техническое обслуживание, ремонт и
аттестацию средств измерения и автоматики;
персонал, обеспечивающий эксплуатацию, техническое обслуживание
и ремонт подъемно-транспортного оборудования;
службу, контролирующую состояние ядерной и радиационной
безопасности;
службу безопасности, обеспечивающую функционирование системы
физической защиты комплекса.
131. Эксплуатирующая организация должна:
131.1. наделить руководство комплекса соответствующими
полномочиями, обеспечить необходимыми материально-техническими
ресурсами, научно-технической поддержкой;
131.2. определить порядок подготовки персонала, включая
программу обучения и прохождения стажировки, периодичность экзаменов
и инструктажей, отработку практических навыков работы, отработку
действий в случае нарушения нормальной эксплуатации и при авариях.
Программа обучения должна содержать раздел по формированию у
персонала культуры безопасности;
131.3. обеспечивать сбор, обработку, анализ, систематизацию и
хранение на протяжении всего срока эксплуатации комплекса информации
о нарушении в работе комплекса.
132. Обязанности, права и объем знаний нормативных правовых
актов и технических нормативных правовых актов по ядерной и
радиационной безопасности для персонала должны быть определены в
соответствующих положениях и должностных инструкциях.
133. Специалисты комплекса должны разработать инструкции по
эксплуатации систем и технологического оборудования.
134. Порядок ведения и хранения эксплуатационных документов
устанавливается с учетом требований нормативных правовых актов и
технических нормативных правовых актов.
135. Имевшие место на комплексе нарушения пределов и условий
безопасной эксплуатации, включая аварии, должны расследоваться при
участии представителей уполномоченных органов государственного
надзора.
136. Эксплуатация комплекса должна осуществляться в
соответствии с технологическим регламентом и инструкциями по
эксплуатации составляющих комплекс систем.
137. Все работы, влияющие на безопасность комплекса, должны
проводиться по наряду-допуску.
138. Замена отдельных или установка дополнительных элементов
конструкции и систем комплекса допускается по техническим решениям,
согласованным с проектной организацией, главным инженером
эксплуатирующей организации и утвержденным ее руководителем.
В техническом решении отражаются вносимые в конструкцию
комплекса изменения и дается оценка их возможного влияния на условия
ядерной безопасности.
ГЛАВА 15
ВЫВОД КОМПЛЕКСА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
139. Технические и организационные мероприятия, необходимые для
вывода комплекса из эксплуатации, должны быть предусмотрены при
проектировании и строительстве комплекса, а также учитываться при
эксплуатации, ремонте и реконструкции комплекса.
140. Эксплуатирующая организация до истечения проектного срока
эксплуатации комплекса должна обеспечить разработку проекта вывода
комплекса из эксплуатации, включающего:
организацию работ по безопасному удалению ОЯТ из мест хранения
и последующему вывозу его с площадки комплекса;
проведение дезактивации с целью уменьшения общего уровня
облучения персонала и населения при выполнении работ;
проведение демонтажа оборудования на площадке комплекса;
обращение с радиоактивными отходами;
организационные и технические меры по обеспечению радиационной
безопасности. При этом на этапе проектирования должны быть
предусмотрены меры по обеспечению непревышения установленных
пределов для индивидуальных доз облучения персонала на работах по
выводу комплекса из эксплуатации;
оценку радиационного воздействия на окружающую среду при
проведении работ;
возможность дальнейшего использования площадки комплекса,
демонтированного оборудования и материалов;
количество и квалификацию персонала, необходимого для
проведения работ;
меры по обеспечению безопасности при возможных авариях в
процессе вывода комплекса из эксплуатации;
организационные и технические меры по обеспечению физической
защиты.
141. При проектировании должны быть обоснованы предельные сроки
работы основного оборудования и определены критерии его замены.
142. До начала выполнения проектных работ по выводу комплекса
из эксплуатации должна быть разработана программа обеспечения
качества выполняемых работ.
ГЛАВА 16
МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА
КОМПЛЕКСЕ
143. До ввода комплекса в эксплуатацию должны быть разработаны
и утверждены планы мероприятий по защите персонала и населения в
случае аварии на комплексе с учетом возможных радиационных
последствий.
144. 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.
145. 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.
146. Планами мероприятий по защите персонала и населения должно
быть определено, при каких условиях, кто, по каким средствам связи и
в какой последовательности оповещает об аварии и о начале выполнения
этих планов и предусмотрены необходимое оборудование и средства его
доставки.
147. 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 № 72
ПРАВИЛА
устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов
органов воздействия на реактивность
РАЗДЕЛ I
ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ
ГЛАВА 1
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1. Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных
механизмов органов воздействия на реактивность (далее - Правила)
распространяются на исполнительные механизмы органов воздействия на
реактивность (далее - ИМ) в виде элементов с твердым наполнителем
всех типов ядерных реакторов вновь разрабатываемых и
реконструируемых атомных станций, атомных станций теплоснабжения,
атомных теплоэлектроцентралей, атомных станций малой мощности,
опытных и исследовательских ядерных реакторов, критических и
подкритических сборок и обязательны для всех организаций независимо
от их формы собственности и ведомственной принадлежности,
принимающих участие в разработке, изготовлении, вводе в эксплуатацию
и выводе из эксплуатации исполнительных механизмов.
2. Настоящие Правила не распространяются на ИМ ядерных
реакторов транспортных установок и установок специального
назначения.
3. Настоящие Правила содержат основные требования к конструкции
ИМ, их изготовлению, организационные требования к монтажу и
эксплуатации ИМ, а также требования к подготовке и квалификации
обслуживающего персонала.
4. Для целей настоящих Правил используются следующие термины и
их определения:
датчик положения - устройство для выдачи сигналов о положении
органа воздействия на реактивность;
исполнительный механизм - устройство, предназначенное для
изменения положения органа воздействия на реактивность ядерного
реактора, критической сборки или подкритической сборки и состоящее
из привода и соединительного звена;
комплексное опробование ИМ - испытание ИМ в составе ядерного
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
|
