(ПБЯ РУ АС-89) ПНАЭГ-1-024-90) Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО НАДЗОРУ ЗА БЕЗОПАСНЫМ ВЕДЕНИЕМ РАБОТ В ПРОМЫШЛЕННОСТИ И АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ УТВЕРЖДЕНЫ постановлением Госпроматомнадзора СССР №7 от 12.06.90  Вводятся в действие с 01.09.90. ПРАВИЛА  ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ ПБЯ РУ АС - 89 ПНАЭ Г-1-024-90 В разработке «Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» - ПБЯ РУ АС участвовали специалисты Госатомэнергонадзора СССР, Минсредмаша СССР, Минатомэнерго СССР, ГО СССР, ИАЭ им. И.В. Курчатова, ОКБ «Гидропресс», ЕШСИЭТ, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИАЭС, НТЦ, БАЭ при Госатомэнергонадзоре СССР. Окончательная редакция ПБЯ РУ АС подготовлена редакционной группой в составе: Ионов B.C. (ИАЭ им. И.В. Курчатова), Мирошниченко М.И. (Госатомэнергонадзор СССР),  Сулханишвили Н.И. (ИАЭ им. И.В. Курчатова) СОДЕРЖАНИЕ Перечень сокращений........................................................................................... Основные определения......................................................................................... 1. Общие положения............................................................................................. 2. Требования обеспечения ядерной безопасности, предъявляемые к реактору и системам РУ, важным для безопасности..................................... 2.1. Общие требования...................................................................................... 2.2. Требования к активной зоне и элементам ее конструкции...................... 2.3. Требования к системам управления и защиты.......................................... 2.3.1. Общие требования............................................................................... 2.3.2. Требования к аварийной защите......................................................... 2.3.3. Требования к контролю и управлению нейтронным потоком и реактивностью..... 2.4. Требования к системам контроля и управления реакторной установкой..... 2.5. Требования к первому контуру реакторной установки............................. 2.6. Требования к системам аварийного охлаждения активной зоны........... 2.7. Требования к порядку проведения и устройствам перегрузки................. 2.7.1. Требования к порядку проведения перегрузки.................................. 2.7.2. Требования к устройствам перегрузки............................................... 3. Требования обеспечения ядерной безопасности при эксплуатации реакторной установки..... 4. Государственный надзор и контроль за соблюдением правил и ответственность за их нарушение .... Приложение. Дополнительные требования по безопасности АС с наиболее распространенными в СССР типами реакторных установок........... ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИИ A3 — аварийная защита АС — атомная станция БЩУ — блочный щит управления — «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (нормативно-технический документ)  ПЗ — предупредительная защита РУ — реакторная установка РЩУ — резервный щит управления СУЗ — системы управления и защиты ТВС — тепловыделяющая сборка ТВЭЛ — тепловыделяющий элемент ТОБ - техническое обоснование безопасности ОСНОВНЫЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ 1. АВАРИЙНАЯ ЗАЩИТА - функция безопасности, состоящая в быстром переводе активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержании ее в подкритическом состоянии. комплекс систем безопасности, выполняющий функцию аварийной защиты Далее в тексте Правил - аварийная защита. 2 АВАРИЙНАЯ СИТУАЦИЯ1 - состояние АС, характеризующееся нарушением пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию 3. АДМИНИСТРАТИВНОЕ РУКОВОДСТВО АС2 - должностные лица которые наделены правами и обязанностями, а также несут ответственность за эксплуатацию АС. 4 АКТИВНАЯ ЗОНА - часть реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции и передачи энергии теплоносителю. 5. ВНУТРЕННЯЯ САМОЗАЩИЩЕННОСТЬ РУ1 - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов. 6. ГРУППА РАБОЧИХ ОРГАНОВ СУЗ - один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению с целью одновременного совместного перемещения. 7. ДИАГНОСТИКА - техническое наблюдение за системами (элементами) с целью определения и/или предсказания по заданным значениям параметров или признакам возможности выполнения предусмотренных функций. 8. ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ1 - авария, вызванная неучитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению - активной зоны, уменьшение последствий которой достигается управлением аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения. 9. ИЗВЛЕЧЕНИЕ СРЕДСТВ ВОЗДЕЙСТВИЯ НА РЕАКТИВНОСТЬ - такое перемещение или изменение состояния средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности (введение средств воздействия на реактивность - приводит к вводу отрицательной реактивности). 10. ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ СУЗ - устройство, состоящее из привода, рабочих органов и соединительных элементов, предназначенное для измерения реактивности активной зоны реактора. 11. ИСХОДНОЕ СОБЫТИЕ1 - единичный отказ в системах АС, внешнее событие или ошибка персонала, которое приводит к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к- нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием. 12. КАНАЛ КОНТРОЛЯ - совокупность датчиков линий передачи, средств обработки сигналов и/или демонстрации параметров, предназначенная для обеспечения контроля в заданном проектном объеме. 1текст определения из ОПБ-88  2 определение отражает текст ОПБ-88 13. КАНАЛ СИСТЕМЫ1 - часть системы, выполняющая в заданном проектом объеме функцию системы. 14. КОМПЛЕКТ АППАРАТУРЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ - часть аварийной защиты, выполняющая в заданном техническим проектом РУ объеме функции контроля и управления аварийной защитой. 15. КОНТРОЛЬ - получение, обработка, передача для демонстрации персоналу и/или в устройства для управления сигналов, которые соответствуют значениям параметров технологического процесса или состояниям оборудования РУ.  16. КУЛЬТУРА БЕЗОПАСНОСТИ1 - квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности АС является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность. 17. ЛОКАЛЬНАЯ КРИТИЧНОСТЬ - критичность, достигаемая в части активной зоны, хранилища ядерного топлива или какого-либо объема, содержащего ядерные делящиеся материалы. 18. МАКСИМАЛЬНЫЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТИ - реактивность, которая может реализоваться в реакторе при извлечении из активной зоны всех средств воздействия на реактивность и других извлекаемых поглотителей для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения. 19. НАРУШЕНИЕ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ - состояние РУ, характеризующееся нарушением эксплуатационных пределов и условий. 20. НЕЗАВИСИМЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ)1 - системы (элементы), для которых отказ одной системы (элемента) не приводит к отказу другой системы (элемента). 21. НОРМАЛЬНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ РУ2 - эксплуатация РУ в определенных техническим проектом РУ эксплуатационных пределах и условиях. 22. ПЕРВЫЙ КОНТУР2 - контур, вместе с системой компенсации давления, по которому циркулирует теплоноситель через активную зону под рабочим давлением. Первый контур РУ обеспечивает отвод тепла теплоносителем от активной зоны реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. 23. ПЕРЕГРУЗКА АКТИВНОЙ ЗОНЫ (ПЕРЕГРУЗКА) - ядерно-опасные работы на РУ по загрузке, извлечению и перемещению тепловыделяющих сборок (твэлов), средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, с целью их ремонта, замены и демонтажа. 24. ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ НА РУ2 - возникшая в результате аварии на РУ радиационная обстановка в пределах систем локализации, наносящая ущерб за счет превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал. 25. ПОДКРИТИЧЕСКОЕ СОСТОЯНИЕ - состояние активной зоны, характеризующееся: значением эффективного коэффициента размножения, меньшим единицы; отсутствием локальной критичности. 26. ПРЕДЕЛЫ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ2 - установленные техническим проектом РУ границы значений параметров технологического процесса, нарушение которых может привести к аварии. 27. ПРЕДУПРЕДИТЕЛЬНАЯ ЗАЩИТА - функция безопасности, обеспечиваемая системой контроля и управления РУ для предотвращения срабатывания A3 и/или нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации (полное или частичное снижение мощности, блокировки управления или инициирование к работе оборудования, проверка уставок или условий срабатывания ПЗ, формирование сигналов предупредительной защиты для персонала и т.п) 28 ПРИВОД СУЗ - устройство, предназначенное для изменения положения механического рабочего органа СУЗ. 29. ПРИНЦИП ЕДИНИЧНОГО ОТКАЗА1 - принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного из активных элементов, или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части 30. ПРИНЦИП НЕЗАВИСИМОСТИ - принцип повышения надежности системы путем применения функционального и/или физического разделения каналов (элементов), для которых отказ одного канала (элемента) не приводит к отказу другого канала (элемента). 31. ПРИНЦИП РАЗНООБРАЗИЯ - принцип повышения надежности систем путем применения в разных системах (либо в пределах одной системы в разных каналах) различных средств и/или аналогичных средств, основанных на различных принципах действия для осуществления заданной функции. 32 ПРИНЦИП РЕЗЕРВИРОВАНИЯ - принцип повышения надежности систем путем применения структурной, функциональной, информационной и временной избыточности по отношению к минимально необходимому и достаточному для выполнения системой заданных функций объему. 33 ПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ2 - авария, для которой техническим проектом РУ определены исходные события и конечные состояния РУ, и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами. 34. ПРОЕКТНЫЕ ПРЕДЕЛЫ2 - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и РУ в целом, установленные техническим проектом РУ для нормальной эксплуатации, аварийных ситуаций и аварий. 35. РАБОЧИЙ ОРГАН СУЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в СУЗ. 36 РАБОЧИЙ ОРГАН АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ - средство воздействия на реактивность, используемое в аварийной защите 37 РЕАКТОР - устройство для осуществления управляемой цепной ядерной реакции с целью выработки тепловой энергии 38. РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА2 - комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии, при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами станции Границы РУ определяются Генеральным конструктором РУ, Генеральным проектировщиком и Научным руководителем и представляются в составе технического проекта РУ 39 СИГНАЛ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ - сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры аварийной защиты с целью вызвать срабатывание рабочих органов A3 и поступающий в средства регистрации, а также на БЩУ и РЩУ для оповещения персонала 40 СИГНАЛ ПРЕДУПРЕДИТЕЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ - сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и управления, для инициирования функций предупредительной защиты и оповещения персонала о возможности нарушения нормальной эксплуатации 41 СИСТЕМА1 - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций. 42 СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ1 - системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности 43 СИСТЕМА ИНФОРМАЦИОННОЙ ПОДДЕРЖКИ ОПЕРАТОРА - система, предназначенная для контроля, анализа и прогноза состояний, выработки рекомендаций по управлению РУ и проверки действий оператора 44 СИСТЕМЫ ОСТАНОВКИ РЕАКТОРА - системы, предназначенные для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержания ее в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность 45 СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ - совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенная для обеспечения безопасного протекания цепной реакции запрещается. 2.7.2.7. При проектировании устройств перегрузки должно быть предусмотрено, чтобы прекращение подачи энергоснабжения не приводило к падению ТВС. 2.7.2.8. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и установлены допустимые скорости перемещения ТВС перегрузочными устройствами. 2.7.2.9. Должны быть предусмотрены защитные устройства, обеспечивающие перемещение устройств перегрузки в допустимых границах. 2.7.2.10. Техническим проектом РУ на случаи отказов или нарушений условий эксплуатации устройств перегрузки должно быть предусмотрено оборудование для надежного перемещения топлива в безопасные места. 2.7.2.11. В устройствах перегрузки должны быть предусмотрены пульты (панели) для представления информации о положении (состоянии) и ориентации ТВС и захватов. 2.7.2.12. Должна быть исключена возможность перемещения устройств перегрузки в момент соединения с технологическим каналом или ввода ТВС в активную зону. 2.7.2.13. Должны быть предусмотрены блокировки для предотвращения перемещения устройств перегрузки при нахождении ТВС в проектном положении. 2.7.2.14. Должна быть предусмотрена система промышленного телевидения для контроля перегрузки. В техническом проекте РУ должен быть определен перечень операций при перегрузке, контролируемых с использованием промышленного телевидения. 2.7.2.15. Проект устройства перегрузки топлива должен быть согласован с Госпроматомнадзором СССР, если он не согласован в составе технического проекта РУ. 3. ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ 3.1. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию РУ, является технологический регламент эксплуатации РУ, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью РУ, а также пределы и условия безопасной эксплуатации. Технологический регламент эксплуатации РУ, регламент технического обслуживания и ремонта оборудования РУ, а также регламент проверок и испытаний систем РУ, важных для безопасности, разрабатывается Генеральным конструктором РУ на основании технического проекта РУ. 3.2. Эксплуатация реакторной установки должна проводиться в соответствии с инструкцией по эксплуатации РУ и инструкциями по эксплуатации систем и оборудования РУ, разработанными персоналом АЭС на основании проектно-конструкторской документации и технологического регламента эксплуатации РУ, откорректированных по результатам физического и энергетического пусков и опыта эксплуатации. Инструкция по эксплуатации РУ должна быть согласована с Генеральным конструктором РУ, Научным руководителем, Генеральным проектировщиком АС и утверждена главным инженером АС. 3.3. Изменения, вносимые в проектную документацию и конструкцию оборудования РУ, влияющую на ядерную безопасность, в том числе по результатам физического и энергетического пусков, должны быть обоснованы Генеральным конструктором РУ, Научным руководителем, Генеральным проектировщиком АС, согласованы с Госпроматомнадзором СССР и утверждены эксплуатирующей организацией до введения на РУ. Эксплуатация АС разрешается при наличии оформленного в Госпроматомнадзоре СССР паспорта на реакторную установку и разрешения эксплуатирующей организации, согласованного с Госпроматомнадзором СССР. Изменения параметров, указанных в паспорте на РУ, требует оформления нового паспорта. Эти изменения должны быть предварительно согласованы с Научным руководителем и Генеральным конструктором РУ Форма паспорта и объем вносимой в него информации устанавливаются Госпроматомнадзором СССР. r v ‚ „ † ˆ ¾ Â 3.4 Административное руководство АС на основе проектных материалов, с учетом требований технологического регламента эксплуатации РУ, регламента технического обслуживания и ремонта оборудования РУ организует разработку и выпуск для систем, важных для безопасности. инструкций по проведению проверок и испытаний; графиков проведения техобслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов; графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности. 3.5. Состояние систем РУ и условия, при которых разрешается пуск и эксплуатация реакторной установки, должны быть обоснованы в техническом проекте РУ и приведены в технологическом регламенте эксплуатации РУ. 3.6. Любые испытания на реакторной установке, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации РУ, инструкциями по эксплуатации РУ, систем и оборудования РУ, должны проводиться по программам и методикам, содержащим обоснование ядерной безопасности и меры по обеспечению ядерной безопасности этих испытаний, согласованным Научным руководителем, Генеральным конструктором РУ, Генеральным проектировщиком АС и Госпроматомнадзором СССР и утвержденным эксплуатирующей организацией, и с разрешения Госпроматомнадзора СССР и эксплуатирующей организации. 3.7. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена определенная последовательность действий, установленная в техническом проекте РУ и направленная на приведение РУ к нормальной эксплуатации. В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации, РУ должна быть остановлена. 3.8. В случае возникновения на РУ аварийной ситуации должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ. Эксплуатация РУ может быть продолжена только после выяснения и устранения причин возникновения аварийной ситуации по письменному распоряжению главного инженера АС. 3.9. Эксплуатирующая организация должна разработать перечень и порядок сообщений о нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях с указанием форм, сроков и организаций, которым направляются эти сообщения. Перечень должен быть согласован Госпроматомнадзором СССР. 3.10. Начальник смены АС обязан доложить административному руководству АС о каждом случае нарушений нормальной эксплуатации. 3.11. Оператор РУ имеет право и обязан самостоятельно остановить реактор, в случаях, предусмотренных технологическим регламентом, и если дальнейшая работа угрожает безопасности АС. 3.12. Для проектных аварий (включая ядерную аварию) действия персонала должны определяться Инструкцией по ликвидации аварий на АС, разрабатываемой административным руководством АС на основе ТОБ РУ и ТОБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации последствий аварий. Инструкция должна быть согласована Научным руководителем, Генеральным конструктором РУ и Генеральным проектировщиком АС. 3.13. Для управления запроектными авариями в соответствии с проектными материалами должно быть разработано специальное руководство, которое должно быть согласовано с Научным руководителем, Генеральным конструктором РУ и Генеральным проектировщиком АС. 3.14. С персоналом АС должны проводиться противоаварийные тренировки. Периодичность и порядок их проведения утверждается административным руководством АС. 3.15. В инструкции по ликвидации аварий на АС должен быть указан порядок ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае возникновения запроектной аварии. 3.16. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии категорически запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты. Должны быть предусмотрены организационно-технические меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам системы контроля и управления, в которых зафиксирована ситуация на РУ перед возникновением аварии и в последующий период. 3.17. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и в технологическом регламенте эксплуатации РУ приведены условия эксплуатации остановленного реактора с топливом в активной зоне, включая режимы загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть, как минимум, определены: объем контроля, в соответствии с требованиями пунктов 2.3.3.1, 2.3.3.3. и 2.3.3.6 настоящих Правил, с обязательным контролем плотности нейтронного потока и концентрации раствора жидкого поглотителя, если он применяется для данного типа РУ; требования к готовности систем РУ, важных для безопасности. 3.18. Во время загрузки и перегрузки, а также при проведении на первом контуре РУ испытаний и ремонтных работ, заполнение реактора, первого контура РУ и связанных с ним систем должно производиться раствором жидкого поглотителя с концентрацией, не ниже определенной техническим проектом РУ. Примечание: Данное требование относится к реакторам, в которых загрузка и перегрузка выполняются при заполненных однородным раствором жидкого поглотителя реактора и системах РУ. 3.19. Административное руководство АС на основе проектной документации и опыта эксплуатации должно разработать перечень ядерно-опасных работ. 3.20. Работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также испытания, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации блока (РУ), инструкциями по эксплуатации РУ, систем и оборудования являются ядерно-опасными. 3.21. Ядерно-опасные работы должны проводиться по специальному техническому решению (программе), утвержденному административным руководством АС. Техническое решение (программа) должно содержать: цель проведения ядерно-опасных работ, перечень ядерно-опасных работ; технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности; критерии и контроль правильности завершения ядерно-опасных работ, указание о назначении ответственного за проведение ядерно-опасных работ. Ядерно-опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленном реакторе. 3.22. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерно-опасных работ должна быть не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения (для реакторов канального типа рабочие органы A3 должны быть взведены, а остальные рабочие органы СУЗ введены в активную зону). 3.23. После завершения ремонта оборудования и систем РУ, важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик данных систем на соответствие проектным характеристикам. Проверка должна проводиться по программам, разработанным административным руководством АС, составленным на основании регламентов, разработанных Генеральным проектировщиком АС, Генеральным конструктором РУ и согласованных Научным руководителем. 3.24. В процессе любых испытаний систем, важных для безопасности должна проводиться проверка соответствия результатов испытаний критериям, установленным в техническом проекте РУ. Результаты испытаний должны оформляться актом. 4. ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАДЗОР И КОНТРОЛЬ ЗА СОБЛЮДЕНИЕМ ПРАВИЛ И ОТВЕТСТВЕННОСТЬ ЗА ИХ НАРУШЕНИЕ 4.1. Государственный надзор за ядерной безопасностью осуществляет Государственный комитет СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике (Госпроматомнадзор СССР) в соответствии с положением о нем, руководствуясь правилами и нормами по безопасности в атомной энергетике 4 2 Эксплуатирующая организация обязана осуществлять постоянный контроль за соблюдением требований настоящих Правил при вводе в эксплуатацию, эксплуатации и снятии с эксплуатации РУ. 4.3. Эксплуатирующая организация несет ответственность за создание необходимой организационной структуры на АС, которая обеспечивала бы соблюдение требований настоящих Правил на АС. 4.4. Эксплуатирующая организация должна организовывать периодические (1 раз в 1-2 года) инспекции по контролю за соблюдением на АС требований настоящих Правил и представлять результаты этих инспекций в Госпроматомнадзор СССР. 4.5. Периодически (не реже одного раза в год) приказом административного руководства АС должна назначаться внутренняя комиссия по проверке состояния ядерной безопасности на АС, в том числе выполнения требований настоящих Правил Акт комиссии должен утверждаться административным руководством АС. Один экземпляр акта направляется в Госпроматомнадзор СССР. 4.6. Организации, предприятия и ведомства, осуществляющие проектирование АС (РУ), разработку оборудования, его изготовление, сооружение и эксплуатацию АС (РУ), обязаны представлять органам Госпроматомнадзора СССР по их требованию информацию в виде проектных материалов, результатов исследований и расчетов, инструкций по эксплуатации и ремонту, актов о выполненных испытаниях и проверках систем (элементов), материалов по контролю качества изготовления элементов, сведений по подготовке персонала, сведений по эксплуатации систем (элементов), отказам работы элементов и результатам их анализа и др. 4 7. Должностные лица и инженерно-технические работники предприятий и организаций, виновные в нарушении настоящих Правил, несут ответственность в соответствии с действующим законодательством. 4.8. Руководители проектно-конструкторских, научно-исследовательских, строительно-монтажных, наладочных, ремонтных предприятий и организаций, а также предприятий изготовителей оборудования обязаны осуществлять контроль за соблюдением требований настоящих Правил при проектировании (конструировании), при выполнении строительно-монтажных, наладочных, ремонтных работ и при изготовлении оборудования РУ. 4.9. Административное руководство АС несет ответственность за обеспечение ядерной безопасности, организацию и проведение работ по обеспечению безопасного технического состояния РУ и АС и подготовленность персонала. Административное руководство АС в соответствии с предоставленными ему эксплуатирующей организацией правами обязано определить ответственность конкретных должностных лиц и персонала АС за соблюдение требований ядерной безопасности в цехах, сменах, других подразделениях АС и конкретных рабочих местах. 4.10. Расследование ядерных аварий должно проводиться в соответствии со специальным документом, разрабатываемым эксплуатирующей организацией и согласованным с Госпроматомнадзором СССР. Приложение ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ ПО БЕЗОПАСНОСТИ АС С НАИБОЛЕЕ РАСПРОСТРАНЕННЫМИ В СССР ТИПАМИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК 4 1. АС с РУ типа ВВЭР 1.1 Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2% твэлов и 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем. 1.2. Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов составляет 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива. 1.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров: температура оболочек твэлов - не более 1200 °С; локальная глубина окисления оболочек твэлов — не более 18 % от первоначальной толщины стенки; доля прореагировавшего циркония - не более 1% его массы в оболочках твэлов 1 4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя, по температуре теплоносителя, по температуре топлива и по мощности реактора не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. 2. АС с РУ типа РБМК 2.1 Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин не должен превышать 0,2% твэлов с дефектами типа газовой неплотности оболочек и 0,02% твэлов при прямом контакту ядерного топлива с теплоносителем. 2.2 Предел безопасной эксплуатации, определяющей допустимый уровень активности теплоносителя первого контура, по количеству и величине дефектов твэлов составляет: 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива. 2.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров: температура оболочек твэлов - не более 1200°С; локальная глубина окисления оболочек твэлов - не более 18 % от первоначальной толщины стенки; доля прореагировавшего циркония не более 1% его массы в оболочках твэлов. 2.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя, по температуре топлива и теплоносителя, по его паросодержанию и по мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных аварияx. ___________________________ 4Для ВВЭР, РБМК, ACT указанные пределы повреждения твэлов даны для материалов оболочки твэлов из сплава Zr +1% Nb. Для реакторов других типов и твэлов из других материалов, пределы повреждения твэлов должны быть обоснованы в техническом проекте РУ. 3. АС с РУ типа БН 3.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин по количеству и величине дефектов составляет: 0,05 % твэлов с газовой неплотностью и 0,005 % твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем. 3.2. Предел безопасной эксплуатации, определяющий устанавливаемый уровень активности теплоносителя, по количеству и величине дефектов твэлов составляет: 0,1 % твэлов с газовой неплотностью и 0,01 % твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем Температура оболочки твэлов не должна превышать 800 °С. 3.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов составляет разрушение всех твэлов семи ТВС в локальном объеме активной зоны с непревышением пределов безопасной эксплуатации по повреждению твэлов во всем остальном объеме активной зоны. 3.4. Коэффициенты реактивности по температуре и удельному объему теплоносителя, по температуре топлива и по мощности реактора должны быть отрицательными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. 4. АС с РУ типа ACT 4.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов и допустимый уровень активности теплоносителя первого контура обосновываются и устанавливаются в техническом проекте РУ. 4.2. Предел безопасной эксплуатации, определяющий допустимый уровень активности теплоносителя первого контура, по количеству и величине дефектов твэлов составляет 0,1 % твэлов с дефектом типа газовой неплотности и 0,01 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и ядерного топлива. 4.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров: температура оболочек твэлов — не более 1200 °С; локальная глубина окисления оболочек твэлов — не более 18 % от первоначальной толщины стенки; доля прореагировавшего циркония не более 1 % его массы в оболочках. 4.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя, по температуре топлива, по температуре теплоносителя и по мощности реактора не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. 4.5. Сооружения и системы АС с РУ типа ACT5 должны быть расположены и спроектированы с учетом внешних воздействий, обусловленных падением самолета и взрывом, возможным на соседних предприятиях, проходящем транспорте и т. п. При этом не должны быть превышены критерии безопасности. Расчетные параметры падающего самолета масса 20 т., скорость падения 700 км/час., приложенная нагрузка на круг площадью 7 кв м. После падения возможно возгорание топлива. 5Внешние воздействия для АС с РУ других типов приведены в нормативно техническом документе «Нормы строительного проектирования АС». Расчетные параметры ударной волны - до 0,5 кг/см2 при времени действия до 1 с При воздействии расчетной ударной волны или падающего самолета не должны быть разрушены и не должны потерять работоспособность как минимум один канал защитных систем и один барьер или канал систем локализации аварий